Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
Подписываем
НАЦІОНАЛЬНИЙ НАУКОВИЙ ЦЕНТР
ХАРКІВСЬКИЙ ФІЗИКО-ТЕХНІЧНИЙ ІНСТИТУТ
УДК 621.039.512
Бобро Дмитро Геннадійович
АНАЛІЗ ЯДЕРНОЇ БЕЗПЕКИ ЯДЕРНО-НЕБЕЗПЕЧНИХ ОБ’ЄКТІВ ЧОРНОБИЛЬСЬКОЇ АЕС
01.04.21 –радіаційна фізика і ядерна безпека
Автореферат дисертації
на здобуття наукового ступеня
кандидата фізико-математичних наук
Харків –
Дисертацією є рукопис
Робота виконана в Інституті ядерних досліджень НАН України (м.Київ) та у Чорнобильському центрі з проблем ядерної безпеки, радіоактивних відходів та радіоекології (м.Славутич).
Науковий керівник: доктор фізико-математичних наук
Павлович В.М.,
Інститут ядерних досліджень НАН України (м.Київ), зав.відділом теорії ядерних реакторів
Офіційні опоненти: доктор фізико-математичних наук
Воєводін В.М.,
Інститут фізики твердого тіла, матеріалознавства і технологій ННЦ “Харківський фізико-технічний інститут”, начальник відділу, професор
кандидат фізико-математичних наук
Буканов В.М.
Інститут ядерних досліджень НАН України (м.Київ), зав.відділом проблем дозиметрії ядерних реакторів
Провідна установа: Одеський національний
політехнічний університет, м. Одеса
Захист відбудеться “20”квітня 2004р. о 14:00 годині, на засіданні спеціалізованої ради Д64.845.01 Національного наукового центру “Харківський фізико-технічний інститут”, м.Харків
З дисертацією можна ознайомитися в бібліотеці центру.
Автореферат розісланий “”березня 2004 р.
Вчений секретар спеціалізованої ради
доктор фіз.-мат.наук, професор М.І.Айзацький
ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ
Актуальність теми. Проблема зняття енергоблоків АЕС з експлуатації стає усе більш актуальною для багатьох країн. Темпи зупинок енергоблоків АЕС і зняття їх з експлуатації в найближчі роки можуть істотно збільшитися, оскільки вичерпуються терміни експлуатації реакторів, введених в дію в перші роки становлення ядерної енергетики. Для Чорнобильської АЕС ця проблема дуже актуальна. В даний час реактори 1-го, 2-го і 3-го енергоблоків Чорнобильської АЕС перебувають у стадії припинення експлуатації, а об’єкт “Укриття”(зруйнований 4-ий блок) повинен бути перетворений в екологічно безпечну систему.
Відповідно до вимог нормативних документів експлуатуюча організація повинна забезпечити захист персоналу, населення, навколишнього середовища і майбутніх поколінь від небезпечного впливу іонізуючих випромінювань на всіх етапах зняття з експлуатації ядерних установок. Таким чином, питання безпеки при знятті АЕС з експлуатації мають найвищий пріоритет. І одним з найважливіших елементів загальної безпеки виступає ядерна безпека, основним чисельним параметром якої є величина коефіцієнта розмноження нейтронів (Кеф).
З іншого боку, питання ядерної безпеки тісно переплітаються з питаннями радіаційної безпеки, загальною проблематикою зняття з експлуатації АЕС. Так, для розробки планів подальших робіт зі зняття енергоблоків з експлуатації необхідно мати оцінки складу і величини активності радіонуклідів, накопичених за час експлуатації блоку в конструкційних матеріалах і будівельних конструкціях, і насамперед повинно бути розглянуто основне джерело утворення радіонуклідів конструкції реактора. Коректність же розрахунку ізотопного складу і радіаційних характеристик реакторних конструкцій у першу чергу пов’язана з достовірним відновленням просторово-енергетичного розподілу щільності потоку нейтронів в об’ємі всього реактора і в елементах його конструкцій. У свою чергу, достовірність його представлення у значній мірі може бути досягнута за рахунок проведення розрахунків на основі представницької повномасштабної розрахункової моделі, що адекватно відбиває всі конструктивні особливості і масо-габаритні параметри реактора.
Цей же висновок цілком справедливий як для розрахунків реактивності паливовмісних мас об’єкта “Укриття”(ПВМ ОУ), так і для розрахунків Кеф у сховищі відпрацьованого ядерного палива (СВЯП-2) ЧАЕС.
Зв’язок з науковими програмами, планами і темами. Матеріали, що увійшли в дисертаційну роботу, були отримані в ході виконання робіт з науково-технічного супроводу зняття з експлуатації Чорнобильської АЕС і перетворення об’єкта “Укриття”в екологічно безпечну систему. Тема дисертації тісно пов’язана як з роботами за проектом НТЦУ №1648 “Підтримка і розвиток Бази ядерних даних у Славутичі з метою науково-технічного супроводу реакторів ЧАЕС, що готуються до демонтажу”, так і з роботами, що виконуються за програмою науково-технічного й інженерного супроводу при знятті з експлуатації енергоблоків ЧАЕС, та мають загальнодержавне значення (№№ держ.реєстрації 0203U008310 “Разработка отчета по анализу безопасности энергоблока №2 ЧАЭС на этапе окончательного закрытия”, 0203U008311 “Разработка общегосударственной программы снятия с эксплуатации ЧАЭС”, 0203U008312 “Разработка программы радиационной защиты объекта “Укрытие”, 0203U006821 “Исследование радиоактивности графита ГРП-2-125 реактора энергоблока №2 ЧАЭС”).
Мета та задачі дослідження. Метою даної роботи є розрахункове обґрунтування ядерної безпеки ядерно-небезпечних об’єктів Чорнобильської АЕС на етапах зняття з експлуатації (реактор, СВЯП-2, ПВМ ОУ) та отримання вхідних даних, що потрібні для розрахунків радіаційних характеристик зупинених реакторів. Для досягнення цієї мети були поставлені такі завдання:
Наукова новизна роботи полягає в тім, що в ній вперше:
Практична значимість роботи: розроблені підходи до моделювання були застосовані при проведенні аналіза ізотопного складу і радіаційних характеристик реакторних конструкцій РВПК-1000 енергоблоку №2 ЧАЕС, аналіза ЯБ ПВМ об’єкта “Укриття”при технологічних і/або техногенних впливах, при аналізі ЯБ робіт із поводження з відпрацьованим ядерним паливом на СВЯП-2 ЧАЕС.
Особистий внесок автора. Робота виконана в Інституті ядерних досліджень НАН України (м.Київ) та у Чорнобильському центрі з ядерної безпеки, радіоактивних відходів і радіоекології (м.Славутич). Автор брав участь в усіх етапах роботи: постановка задач, вибір розрахункових і експериментальних методик їхнього рішення, вибір, обґрунтування та розробка розрахункових моделей, розробка допоміжного програмного забезпечення, одержання й обробка розрахункових даних, їхній аналіз, включаючи аналіз похибки та чутливості. Зокрема,
При виконанні досліджень автор:
Апробація результатів дисертації. Основні результати дисертаційної роботи доповідалися й обговорювалися на ряді конференцій Міжнародного Чорнобильського центру (2000, 2001, 2002 і 2003 р.), Українського ядерного товариства (2002р.), об’екта “Укриття”(2001р.), Інституту ядерних досліджень (м.Київ, 2002р.), на Міжнародній конференції по поводженню з опроміненим графітом (м. Сосновий Бір Ленінградської обл., 2001р.).
Публікації. По темі дисертації опубліковано 12 робіт, у тому числі 3 [13] у фахових виданнях, які відповідають вимогам ВАК України.
Структура й обсяг дисертації. Дисертаційна робота складається з 3-х вступних розділів, 3-х основних розділів і висновку. Робота викладена на 153 сторінках машинописного тексту і містить 39 рисунків, 13 таблиць. Список цитуємої літератури містить 103 найменування на 8 сторінках.
Основний зміст роботи
Вступні розділи
Вступ
Викладено мету та завдання дослідження, обґрунтовано його актуальність, наукову новизну та практичне значення отриманих результатів.
Розділ 1. Огляд і аналіз сучасного стану оцінки ядерної безпеки складних ядерно-небезпечних об’єктів Чорнобильської АЕС
Виконано огляд публікацій, у т.ч. наукових звітів, присвячених сучасному стану реакторних розрахунків (для реакторів РВПК), стану та проблематики оцінки ядерної безпеки об’єкта “Укриття”, сховища відпрацьованого ядерного палива СВЯП-2 ЧАЕС.
Проведено аналіз та впорядкування методологічних підходів, що застосовуються при оцінці ядерної безпеки складних ядерно-небезпечних об’єктів. Запропоновано певні рішення, що дозволяють вирішити питання з оцінки ядерної безпеки та оптимізувати підходи до зняття АЕС з реакторами РВПК з експлуатації:
За результатами проведеного аналізу публікацій і стану проблем, пов’язаних з обґрунтуванням ядерної безпеки ядерно-небезпечних об’єктів ЧАЕС, було зроблено висновок про те, що дана проблематика надзвичайно актуальна для ЧАЕС, а задачі, поставлені автором з розробки і налагодження представницьких повномасштабних розрахункових моделей, вимагають негайного і коректного рішення.
Розділ 2. Загальні підходи до рішення поставлених задач
Виконано огляд основних математичних підходів для вирішення задачі переносу нейтронів:
(1)
де [н/смс] щільність потоку нейтронів на одиницю енергії при енергії E на стерадіан в околі у положенні X у момент часу t, що рухаються зі швидкістю v;
t [см-1] –макроскопічний повний переріз середовища у точці X для енергії нейтрона E, що рухається у напрямку в момент часу t;
s [см-1] - макроскопічний переріз розсіювання середовища у точці X для нейтрона з енергією E’, що рухається у напрямку розсіяного в стан з енергією E у напрямку ;
S [н/смс] –кількість нейтронів, народжених з енергією Е у напрямку в момент часу t у точці Х.
На основі проведеного аналізу літературних даних вироблені загальні методичні підходи до вирішення поставлених задач:
Проведено також аналіз впливу різних факторів на похибку отриманих результатів. За результатами такого аналізу основними джерелами розрахункової похибки визначені:
Проведено аналіз впливу виділених факторів на похибку, зроблено висновок про те, що прийняті підходи можуть забезпечити задовільну точність отриманих оцінок.
Основні розділи
Розділ 3. Розрахунок просторово-енергетичного розподілу щільності потоку та флюенсу нейтронів в об’ємі реактора
Вибір методики і послідовність проведення розрахунків. Для вирішення поставленої задачі з відновлення просторово-енергетичного розподілу флюенсу нейтронів в об’ємі активної зони реактора і в елементах навколишніх конструкцій використовувалася наступна розрахункова схема:
Опис розрахункової моделі реактора РВПК-1000. Загальна схема компонування розрахункової моделі приведена на рис.1.
Рис.1. Розрахункова модель реактора РВПК-1000.
Для більш детального розрахунку окремих ділянок активної зони реактора вона розбивалася на зони плато, 1-у і 2-у периферії та на 7-9 шарів по висоті. Уточнюючий розрахунок проходження нейтронів у металоконструкціях реактора проводився по окремих моделях “нагору”, “вниз”і “убік”.
Матеріальний склад об’єктів розрахунку. При проведенні розрахунків Кеф і щільності потоків нейтронів врахування малих домішок у конструкційних матеріалах не є істотним, тому що ці домішки практично не впливають на реактивність середовища. Однак при розрахунках активаційних характеристик конструкцій реактора внесок активованих ядер цих домішок у сумарну активність конструкційних матеріалів може бути суттєвим, і тому при розрахунках радіаційних характеристик опромінених конструкцій реактора ці домішки повинні враховуватися.
Окремо слід зауважити, що визначення вихідного складу домішок у графіті конкретного реактора являє собою серйозну задачу, яку неможливо вирішити без проведення спеціальних досліджень. Це пов’язано з тією обставиною, що вміст багатьох домішок у реакторному графіті не нормується і, відповідно, не контролюється в процесі його виготовлення, тому що “ядерну чистоту”графіту визначають за сумарним поглинанням нейтронів. Унаслідок цього для різних партій графіту може бути значний розкид у складі домішок, що залежить від заводу-виготовлювача, від ступеня очищення сировини, від технології очищення і т.д. Домішки в реакторному графіті включають велику кількість (до 30) розповсюджених у природі елементів концентрацією 10-410-6 % по масі, багато з яких у результаті (n,γ)-, (n,p)-, (n,)-, (n,2n)- реакцій утворюють довгоіснуючі радіонукліди. Крім цього, активність опроміненого графіту може визначатися адсорбцією газів у процесі експлуатації.
Необхідно відзначити, що в зв’язку з прийнятими спрощеннями, у розрахунках щільності потоку нейтронів домішки в графіті не враховувалися. Проте, питання активації графіту і коректного урахування адсорбції азоту настільки важливі, що автор вважає необхідним згадати дану проблему при описі матеріального складу реакторних конструкцій.
Ядерно-фізичні характеристики радіонуклідів. При проведенні розрахунків використовувалися стандартні бібліотеки ядерних даних, що входять у комплект постачання розрахункових кодів MCNP4 і SCALE 4.4a. Для розрахунків використовувалися:
Результати розрахунків. При проведенні повномасштабних розрахунків розігрувалося до 15 мільйонів історій, а при проведенні розрахунків полікомірки 77 і уточнюючих розрахунків конструкцій, що знаходяться за межами АЗ, до 5 мільйонів історій. Такий підхід дозволив одержати статистичну точність для повного і спектрального потоку (потоку в кожній з 44-х груп) у всіх елементах реакторних конструкцій не гірше 0.1 і 10.0% відповідно.
У розрахунках по програмах MCNP4 і SCALE4.4a щільність потоку нейтронів визначається при нормуванні на один нейтрон поділу. Для одержання абсолютної величини інтегрального флюенса нейтронів у розглянутому елементі конструкції реактора відносний розподіл потоку нейтронів потрібно нормувати на інтегральне енергонапрацювання реактора Р з врахуванням кількості, збагачення і вигоряння паливних збірок:
N = / Ef · P (2)
Нормувальні коефіцієнти були визначені для різного палива, тому що від співвідношення у паливі основних ізотопів, що діляться (U і Pu), залежать його основні характеристики: (середнє число нейтронів поділу, що виникають в одному акті поділу) і Ef (середня енергія поділу). При цьому, для нормування флюенса при проведенні повномасштабного розрахунку використовувалися нормувальні коефіцієнти, отримані для палива із середнім вигорянням і різним початковим збагаченням. Показано, що такий підхід не може привести до помилки у нормуванні потоків більш ніж на 5%.
Необхідно відзначити, що отриманий просторово-енергетичний розподіл флюенса нейтронів використовувався в подальших розрахунках активності й ізотопного складу реакторних конструкцій, опис яких виходить за рамки даної дисертаційної роботи. У цих розрахунках використовувалися абсолютні значення флюенса нейтронів у 44-х груповому наближенні, тому що саме флюенс, отриманий за описаною вище методикою, найбільше вірогідно відбиває історію роботи блоку. Потім (при виконанні розрахунків активності) отримані значення перераховувалися в щільності потоків з урахуванням графіка навантаження блоку.
Розрахунки просторового розподілу флюенсу нейтронів були виконані по всіх реакторних конструкціях, зазначених на мал.1. Основні результати розрахунків приведені на наступних графіках (рис.24).
Розрахунковий розподіл флюенса нейтронів по висоті АЗ (отриманий по одному реальному стану реактора) задовільно (у межах 1020%) збігається з усередненим за час експлуатації розподілом енерговиділення по висоті. При цьому, перекіс поля енерговиділення до низу АЗ, що спостерігається, пояснюється положенням стрижнів СУЗ у даному реальному стані реактора, а деякий провал у центрі АЗ - зазором між верхнім і нижнім пучками ТВЕЛів у ТВЗ.
Рис.2.Аксіальні профілі усередненого по радіусу АЗ повного флюенса ТК (жовті/світлі лінії) і ГК (сині/темні лінії; розрахункові - суцільні, вихідні усереднені за час експлуатації - пунктирні).
Рис.3. Радіальний розподіл флюенса теплових нейтронів і повного флюенса в графітовій кладці (усереднене по висоті кладки).
Рис.4. Розподіл повного флюенса нейтронів по висоті реактора.
Отриманий розрахунковий коефіцієнт нерівномірності енерговиділення по висоті 1.32 є досить характерним для експлуатації реактора.
Отримане співвідношення між флюенсами на плато, 1-ій та 2-ій периферіях, задовільно збігається із співвідношенням зафіксованих середніх значень енергонапрацювання ТК даних зон (7050/5300/4060 МВт*добу/канал). Цей збіг є додатковим підтвердженням того, що результати розрахунків потоків нейтронів для одного реального стану реактора, можна поширити на весь період його експлуатації.
Уточнюючий розрахунок дозволив оцінити просторовий розподіл флюенса нейтронів по всьому об’єму реактора. На рис.4 наведено розподіл повного флюенса нейтронів по висоті реактора. На даному графіку 0 по висоті відповідає рівню на 1 м нижче схеми ОР (на межі розрахункової моделі); зона кладки знаходиться на рівні від 4 до 12 м.
Щоб побачити, які нукліди впливають на спектр нейтронів в 44-х груповому розбитті, перерізи основних нуклідів були усереднені по енергії в таких же групах за допомогою програми GROUPIE з пакету ENDF Pre-processing Codes, та проаналізований їх вплив на отриманий спектр нейтронів.
Графіки групових перерізів деяких з основних нуклідів та відносних спектрів нейтронів в 44-х груповому розбитті для типового випадку такого аналізу наведено на рис.5. На цьому графіку вісь абсцис –енергія у еВ, а вісь ординат перерізи у барнах, а для відносного спектру нейтронів частка нейтронів з енергією даної групи (у 44-х груповому наближенні) до повного потоку нейтронів.
Рис.5. Графіки групових перерізів реакції n,fission U (5), Pu(4) і відносних спектрів нейтронів у ТК (1), ГК (2) та ГК КОВ (3) у 44-х груповому наближенні.
За результатами проведеного аналізу був зроблений наступний висновок: найбільш впливовими нуклідами, що зумовлюють саме такий енергетичний спектр нейтронів, є: U, Pu, U, Am, Cm, Nd, Pm, 131Xe, Xe, Cs, Sm, Tc, Rh, Sm (паливо та продукти його поділу), B, Fe (входять до складу поглиначів), O (входить до складу теплоносія та палива), C (графітова кладка).
Звідси випливає, що при проведенні реакторних розрахунків саме для цих нуклідів потрібно найбільш коректно задавати концентрації і робочі температури. Тобто для зведення розрахункової помилки до мінімуму для цих нуклідів необхідно використовувати ядерні дані, підготовлені для реальних робочих температур і ядерних концентрацій.
Аналіз чутливості. З аналізу виконаних поліваріантних розрахунків випливає, що на розрахунок просторово-енергетичного розподілу щільності потоку або флюенсу нейтронів у конструкціях реактора:
Аналіз розрахункової похибки отриманих результатів. З аналізу виконаних поліваріантних розрахунків і проведеного аналізу похибки випливає, що при коректному завданні вигоряння палива (включаючи висотний профіль вигоряння) сумарна похибка у визначенні просторового розподілу щільності потоку або флюенсу нейтронів по реакторних конструкціях не повинна перевищити 30%. У свою чергу при коректно прийнятому вихідному складі домішок це не повинно привести до помилки у визначенні активностей більш ніж на 30% (при цьому, зі збільшенням часу витримки ця складова загальної похибки знижується). У порівнянні з похибкою розрахунків щільності потоків, похибка розрахунку активностей, обумовлена недостатнім знанням вихідного складу матеріалів, може бути суттєво вище.
За результатами виконаних реакторних розрахунків були сформульовані наступні висновки:
При проведення розрахунків радіаційних характеристик реакторних конструкцій для інших енергоблоків з реакторами РВПК найбільш правильним буде використання наступної 2-х етапної схеми:
етап 1:
етап 2:
Саме такий підхід дозволить мінімізувати обсяги складних і дорогих експериментальних досліджень і одержати достовірні дані про радіаційні характеристики реакторних конструкцій і прогноз їхньої зміни в майбутньому.
Розділ 4. Аналіз стану ядерної безпеки об’єкта “Укриття”
Вибір методики і послідовність проведення розрахунків Кеф. Розрахункова оцінка розмножуючих властивостей ПВМ приміщення 305/2 ОУ (за даними звітів з аналізу безпеки ОУ це приміщення найбільш небезпечне з погляду на ЯБ) була проведена за допомогою програмних кодів MCNP4 (версії B і С2) і SCALE4.4а (модуль KENO VI). За допомогою коду MCNP4 була виконана також оцінка можливого збільшення реактивності за рахунок зміни геометрії і матеріального складу ПВМ прим.305/2, викликаних впливом технологічних і/або техногенних факторів: проникнення води (моделювалося заливання різного рівня і різний ступінь вмісту води в самих ПВМ - від 0 до 40% об’ємних), уведення додаткових відбивачів (обвалення стелі, графітових блоків, що є в прим.305/2).
За даними обґрунтування ядерної безпеки об’єкта “Укриття”ПВМ у приміщенні 305/2 утримуються у вигляді гомогенізованої суміші й у вигляді фрагментів активної зони та недиспергованих паливних таблеток двоокису урану. Для врахування даного фактору використовувалася гетерогенна модель з розподіленими випадковим чином паливними таблетками і фрагментами ТВЕЛів. У цій моделі для розподілу у горизонтальній площині використовувався рівномірний випадковий двомірний розподіл, і нерівномірний (барометричний) розподіл по висоті. При цьому передбачалося, що основним фактором, що вплинув на вертикальний розподіл таблеток є осідання їх у менш щільному середовищі (лаві) при її застиганні.
Матеріальний склад ПВМ прим.305/2 об’єкту “Укриття”. Вигоряння палива в зразках лави лежить у діапазоні (1014) МВтдобу/кг. Для проведення розрахунків з використанням експериментальних даних середнє значення вмісту палива в лавоподібних ПВМ було прийнято рівним ~ 10% (максимальне 18 %), за середнє вигоряння палива консервативно була прийнята величина 11.5 МВтдобу/кг.
Щільність ПВМ змінюється в широких межах (1.62.8 г/см) у залежності від пористості матеріалу. У центральних шарах ПВМ середня щільність складає 2.2 г/см. Основні розрахунки проводилися для ПВМ із середньою щільністю і для ПВМ нижнього найбільш щільного шару з щільністю рівною 2.8 г/см.
Вміст двоокису урану UO і плутонія PuOу паливі приймалося рівним 99.6% і 0.4%, відповідно, а зміст ізотопів U і U у UO2 1% і 99% відповідно. Вміст Pu і Pu у PuO визначається вигорянням палива і дорівнює 25% і 75%, відповідно. Щільність двоокису урану UO у непереплавлених паливних таблетках дорівнює 10.5 г/см, а PuOдорівнює 0.05 г/см.
Розрахунки були проведені для кімнатної температури.
Геометрична модель. За даними технічного обґрунтування ядерної безпеки об’єкта “Укриття”для приміщення 305/2 об’єм лави дорівнює 164 м. Для нього маса ПВМ при середній щільності 2.2 г/см3 складає близько 360 т, з них (при вмісті UO у ПВМ 10 %) близько 36 т у вигляді гомогенізованої суміші і близько 39 т у вигляді фрагментів активної зони і недиспергованих таблеток двоокису урану.
Через обмеженість машинних ресурсів неможливо задати координати кожної таблетки з ~ 2.5 млн. (39 тонн) недиспергованих таблеток. Тому весь об’єм ПВМ розбивався на "елементарні" блоки розміром 3003001000 мм, з яких будувалися нескінченна або скінчена (9181 м) решітка. У такий спосіб і був проведений повномасштабний розрахунок гетерогенної структури (врахування близько 1400 випадковим чином розташованих паливних таблеток у кожному "елементарному" блоці). На Рис.6 приведений розподіл паливних таблеток та фрагменту ТВЕЛу по висоті ПВМ.
Підсумкові результати розрахунків Кеф ПВМ прим.305/2 об’єкта “Укриття”зведені у таблицю 1 (для серій розрахунків із вмістом води від 0 до 40% приводяться максимальні розрахункові значення коефіцієнту розмноження нейтронів; при цьому для всіх моделей найбільш критичним є вміст води ~ 25% об’ємних; останній стовпчик –за даними технічного обґрунтування ядерної безпеки об’єкта “Укриття”).
З аналізу результатів розрахунків випливає, що врахування гетерогенності істотно підвищує оцінені значення Кеф (наприклад, для найбільш критичних умов - при заливанні водою і наявності додаткових відбивачів - з 0.12 до 0.8). У зв’язку з цим, для обґрунтування ядерної безпеки при подальшому поводженні з ПВМ, у тому числі при їхньому можливому похованні в контейнерах, необхідне коректне урахування гетерогенності, особливо для нижніх шарів ПВМ.
Слід відзначити, що уведення бора в кількості 0.05% об’ємних різко знижує реактивність системи (для того ж найбільш критичного випадку з 0.8 до 0.35). Але у зв’язку з тим, що вміст бора, особливо у нижніх шарах, точно не визначено, основні розрахунки були проведені без бора.
Рис.6. Розподіл паливних таблеток по висоті ПВМ.
Таблиця 1.
|
№ п/п |
Закладена у розрахунки модель |
k SCALE |
k MCNP |
kеф MCNP |
kеф ТОЯБ |
|
Гомогенна модель, щільн. ПВМ 2,2 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом (10%), вода 0%. |
0.12 |
- |
.04 |
.25 |
|
|
Гомогенна модель, щільн. ПВМ 2,2 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом (10%), вода до 40%. |
0.60 |
- |
.10 |
.36 |
|
|
Гомогенна модель, щільн. ПВМ 2,8 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом 18%, вода 0%. |
0.12 |
- |
.04 |
.34 |
|
|
Гомогенна модель, щільн. ПВМ 2,8 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом 18%, вода до 40%. |
0.68 |
- |
.10 |
.60 |
|
|
Спрощена гетерогенна модель, щільн. ПВМ 2,2 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом (10%), вміст води 0%. |
0.12 |
.10 |
- |
- |
|
|
Спрощена гетерогенна модель, щільн. ПВМ 2,2 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом (10%), вміст води до 40%. |
0.49 |
.47 |
- |
- |
|
|
Гетерогенна модель, щільн. ПВМ 2,2 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом (10%), таблетки зі свіжого палива, вміст води 0%. |
- |
.17 |
- |
.31 |
|
|
Гетерогенна модель, щільн. ПВМ 2,2 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом (10%), таблетки зі свіжого палива, вміст води до 40%. |
- |
.68 |
- |
- |
|
|
Гетерогенна модель, щільн. ПВМ 2,2 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом (10%), вода 0%. |
- |
.16 |
- |
- |
|
|
Гетерогенна модель, щільн. ПВМ 2,2 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом (10%), вода до 40%. |
- |
.66 |
- |
- |
|
|
Гетерогенна модель, щільн. ПВМ 2,8 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом 18%, вода 0%. |
- |
.20 |
.20 |
.43 |
|
|
Гетерогенна модель, щільн. ПВМ 2,8 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом 18%, вода до 40%. |
- |
.77 |
.76 |
- |
|
|
Техногенні і/або технологічні впливи; гомогенна модель (усічений конус) щільн. ПВМ від 2,2 г/см (у верхніх шарах) до 2,8 г/см (у нижніх шарах); паливо з середнім вигорянням та вмістом (10%). |
- |
- |
.12 |
- |
|
|
Техногенні і/або технологічні впливи; гетерогенна модель, щільн. ПВМ 2,8 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом 18%. |
- |
- |
.80 |
- |
|
|
Техногенні і/або технологічні впливи; гетерогенна модель, щільн. ПВМ 2,8 г/см, паливо з середнім вигорянням та вмістом 18%; концентрація бора 0.05% об’ємних (В 0.01%). |
- |
- |
.35 |
- |
З аналізу даної таблиці випливає, що як при сформованих умовах, так і при заливанні водою лавоподібних ПВМ, що мають осереднені експериментальні характеристики і властивості, інших техногенних і/або технологічних впливах, вони залишаються у глибоко підкритичному стані.
Аналіз чутливості. Проведені поліваріантні розрахунки показали:
Природньо, усе це справедливо без врахування води, вплив якої на зріст реактивності носить принциповий характер і без якої в усіх розглянутих ситуаціях ПВМ знаходяться в глибоко підкритичному стані.
Аналіз похибки розрахунків. Із аналізу виконаних поліваріантних розрахунків і проведеного аналізу похибок випливає, що основним джерелом похибки є відсутність достовірних даних про матеріальний склад і внутрішню структуру лавоподібних ПВМ.
За результатами виконаних розрахунків були сформульовані наступні висновки:
Розділ 5. Аналіз ядерної безпеки СВЯП-2 ЧАЕС
Методика розрахунків Кеф при поводженні з відпрацьованим ядерним паливом. Оцінка розмножуючих властивостей свіжого ядерного палива РВПК при його утриманні в патронах, що зберігаються у сухих екранованих пеналах (СЕП) в бетонних модулях на СВЯП-2 ЧАЕС, була виконана за допомогою коду MCNP4С2 на основі повномасштабної тривимірної моделі, яка максимально враховувала всі конструктивні особливості СЕП та ТВЗ.
Була виконана також оцінка можливого збільшення реактивності за рахунок впливу технологічних і/або техногенних факторів: моделювалося заливання СЕП та бетонних модулів СВЯП-2 водою різного рівня та щільності.
Матеріальний склад. При моделюванні конструкцій СЭП використовувалися дані по матеріальному складу аналогічних сталевих конструкцій реактора. При моделюванні ТВЗ використовувалися дані про матеріальний склад свіжого палива з початковим збагаченням 2.4%, тобто палива, що має найкращі розмножуючі властивості. Розрахунки були проведені для кімнатної температури.
Геометрична модель. Розроблена модель СЕП СВЯП-2 ЧАЕС (розріз у вертикальній площині) показана на рис.7.
Рис.7. Геометрична модель СЕП СВЯП-2 ЧАЕС для розрахунків Кеф.
Результати розрахунків Кеф. За результатами розрахунків для свіжого палива по вищеописаних моделях, значення Кеф у штатному ("сухому") режимі збереження не перевищив 0.315. У всіх розглянутих аварійних ситуаціях (моделювалося заливання СЕП водою різного рівня) Кеф не перевищив 0.915 при заповненні водою бетонного модуля та внутрішнього простору СЭП між його оболонкою та патронами з паливом. Для даного випадку максимальний Кеф дорівнював 0.96 при щільності води у СЕП 0.62 г/см (з урахуванням похибки розрахунків для довірчої ймовірності 0.99).
Отримані автором результати для запроектних аварій перевищують на 1.53% значення Кеф, отримані на етапі проектування СВЯП-2 фірмою-проектантом (Framatome). Однак результати Framatome були отримані при суттєвому спрощенні моделі ТВС, у т.ч. за рахунок гомогенізації ТВЕЛів по перерізу ТВС, у той час як результати, наведені в даній роботі, отримані на повномасштабній моделі, яка максимально повно враховує усі конструктивні особливості ТВС.
Аналіз чутливості. Розрахунки СЕП СВЯП-2 ЧАЕС проводилися для свіжого палива і для конструкцій, по яким є вся необхідна інформація про геометрію і матеріальний склад об’єктів розрахунків. У зв’язку з цим такого масштабного, як для інших типів розрахунків (реактора і ПВМ ОУ), аналізу чутливості не було потрібно. При проведенні даних розрахунків варіювалися тільки геометричні розміри у межах допусків виготовлення, температура, щільність води і ступінь заповнення СЕП та бетонних модулів водою. При цьому, варіювання водою проводилося не з метою аналізу чутливості, а для оцінки впливу даних факторів на реактивність системи при можливих аварійних ситуаціях на СВЯП. Проведені поліваріантні розрахунки показали, що урахування вищезазначених факторів не призводить до зміни Кеф більш ніж на 0.0035.
Аналіз похибки розрахунків. З урахуванням числа історій, що розігрувалися (до 1 млн.), статистична похибка розрахунку Кеф не перевищувала 0.05%, а з урахуванням допусків на виготовлення і температурні ефекти сумарна розрахункова похибка склала не більш 0.005 (для довірчої імовірності 0.99).
За результатами виконаних розрахунків були сформульовані наступні висновки:
Висновки
У дисертації запропоноване нове рішення наукової задачі, яка полягає в розробці і налагодженні повномасштабних розрахункових моделей, що адекватно відбивають як усі конструктивні особливості, масо-габаритні параметри об’єктів розрахунків (реактора РВПК, сховища відпрацьованого ядерного палива, паливовмісних мас об’єкта “Укриття”), так і нейтронно-фізичні процеси, що протікають у них. Використання запропонованих методик і підходів дозволить оптимізувати витрати на зняття з експлуатації реакторів Чорнобильської АЕС, підвищити ядерну безпеку при поводженні з відпрацьованим ядерним паливом і паливовмісними масами об’єкта “Укриття”.
За результатами виконаної роботи можна сформулювати наступні висновки:
Розроблено й апробовано базову повномасштабну тривимірну модель реактора РВПК для комп’ютерних кодів SCALE4.4a і MCNP4 (версій B і C2), яка адекватно відбиває нейтронно-фізичні процеси, що протікають у ньому. Дана модель може використовуватися як для поточного обґрунтування ядерної безпеки реактора РВПК, так і для наступних розрахунків ізотопного складу й активності реакторних конструкцій.
Запропоновано схему розрахунків і експериментальних досліджень радіаційних характеристик реакторних конструкцій для енергоблоків з реакторами РВПК, що дозволяє оптимізувати сумарні витрати на дані дослідження.
Дана модель може використовуватися для обґрунтування ядерної безпеки СВЯП-2 і дозволяє детально враховувати початкове збагачення і енергонапрацювання кожної паливної збірки.
Дана модель дозволяє проводити як поточний аналіз ядерної безпеки об’єкта “Укриття”(у т.ч. при можливих техногенних і/або технологічних впливах), так і може бути використана в роботах по експериментально-розрахунковому визначенню Кеф - основного параметра ядерної безпеки.
Перелік опублікованих робіт
Анотації
Бобро Д.Г. Аналіз ядерної безпеки ядерно-небезпечних об’єктів Чорнобильської АЕС рукопис.
Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата фізико-математичних наук за спеціальністю 01.04.21 –радіаційна фізика і ядерна безпека.
Дисертація присвячена вирішенню наукової задачі, яка полягає в розробці і налагодженні повномасштабних розрахункових моделей ядерно-небезпечних об’єктів Чорнобильської АЕС реактора РВПК, сховища відпрацьованого ядерного палива, паливовмісних мас об’єкта “Укриття”. Розроблені моделі адекватно відбивають як усі конструктивні особливості та масо-габаритні параметри об’єктів розрахунків, так і нейтронно-фізичні процеси, що протікають у них.
Розроблено методику розрахунку просторово-енергетичного розподілу флюенса нейтронів по конструкціях реактора РБМК, що дозволяє коректно врахувати всі основні особливості реактора (конструкцію, режими роботи, історію експлуатації блоку). Розроблено й апробована базова повномасштабна тривимірна модель реактора РВПК для комп’ютерних кодів SCALE4.4a і MCNP4 (версій B і C2). Дана модель може використовуватися як для поточного обґрунтування ядерної безпеки реактора РВПК, так і для наступних розрахунків ізотопного складу й активності реакторних конструкцій. Запропоновано схему розрахунків і експериментальних досліджень радіаційних характеристик реакторних конструкцій для енергоблоків з реакторами РВПК, що дозволяє оптимізувати сумарні витрати на дані дослідження.
Розроблено й апробовано базову повномасштабну тривимірну модель сухого екранованого пеналу сховища відпрацьованого ядерного палива (СВЯП-2 ЧАЕС) для коду MCNP4C2, що адекватно відбиває нейтронно-фізичні процеси, що протікають у ньому. Дана модель може використовуватися для обґрунтування ядерної безпеки СВЯП-2.
Розроблено й апробовано базову повномасштабну тривимірну модель паливовмісних мас (ПВМ) об’єкта “Укриття”, що дозволяє повною мірою враховувати гетерогенний характер ПВМ (наявність непереплавлених паливних таблеток і фрагментів ТВЕЛів). Дана модель дозволяє проводити як поточний аналіз ядерної безпеки об’єкта “Укриття”(у т.ч. при можливих техногенних і/або технологічних впливах), так і може бути використана в роботах по експериментально-розрахунковому визначенню Кеф - основного параметра ядерної безпеки.
Відпрацьовані й апробовані концептуальні підходи до повномасштабного тривимірного моделювання об’єктів ядерної енергетики при проведенні розрахунків за допомогою програм і кодів для ядерно-фізичних розрахунків MCNP, SCALE і ін., що засновані на принципах мінімізації внесення спрощень у геометрію об’єктів розрахунків і внесення адекватних спрощень при описі матеріального складу цих об’єктів. Показано, що використання запропонованих методик і підходів дозволить оптимізувати витрати на зняття з експлуатації реакторів Чорнобильської АЕС, підвищити ядерну безпеку при поводженні з відпрацьованим ядерним паливом і паливовмісними масами об’єкта “Укриття”.
Ключові слова: реактор РВПК, сховище відпрацьованого ядерного палива, паливовмісні маси об’єкта “Укриття”, ядерна безпека, моделі для ядерно-фізичних розрахунків.
Бобро Д.Г. Анализ ядерной безопасности ядерно-опасных объектов Чернобыльской АЭС - рукопись.
Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук по специальности 01.04.21 - радиационная физика и ядерная безопасность.
Диссертация посвящена решению научной задачи, состоящей в разработке и отладке полномасштабных трехмерных расчетных моделей ядерно-опасных объектов Чернобыльской АЭС реактора РБМК, хранилища отработавшего ядерного топлива, топливо-содержащих масс объекта "Укрытие". Разработанные модели адекватно отражают как все массо-габаритные параметры и конструктивные особенности объектов расчетов, так и нейтронно-физические процессы, протекающие в них. Отработаны и апробированы концептуальные подходы к моделированию объектов ядерной энергетики при проведении расчетов с помощью программ и кодов для ядерно-физических расчетов MCNP, SCALE и др., основанные на принципах минимизации внесения упрощений в геометрию объектов расчетов и внесение адекватных упрощений при описании материального состава этих объектов. Показано, что использования предложенных методик и подходов позволит оптимизировать затраты на снятие с эксплуатации реакторов Чернобыльской АЭС, повысить ядерную безопасность при обращении с отработавшим ядерным топливом и топливо-содержащими массами объекта "Укрытия".
Ключевые слова: реактор РБМК, хранилище отработавшего ядерного топлива, топливо-содержащие массы объекта "Укрытие", ядерная безопасность, модели для ядерно-физических расчетов.
D.G. Bobro Nuclear Safety Analysis for Chornobyl NPP Nuclear Hazardous Facilities –Manuscript
PhD thesis in physical and mathematical sciences under 01.04.21 specialty –radiation physics and nuclear safety.
The thesis is devoted to the solution of a scientific task consisting in the development and debugging of three-dimensional calculation models of Chornobyl NPP nuclear hazardous facilities – RBMK reactor, spent nuclear fuel storage facility, fuel-containing masses of the Object “Shelter”. The developed models adequately reflect both all the design features, mass content parameters of the calculation objects and neutron-physical processes in these objects. The thesis proposes developed and proven conceptual approaches to the simulation of nuclear energy objects and calculations using programs and codes for nuclear-physical calculations - MCNP, SCALE, etc, based on the principles of minimizing the number of simplifications in the geometry of calculation objects and incorporating adequate simplifications in the description of their material compositions. The paper shows that application of proposed procedures and approaches will make it possible to optimize the costs of decommissioning Chornobyl NPP reactors, enhance the nuclear safety in the management of spent nuclear fuel and fuel-containing masses of the Object “Shelter”.
Key words: RBMK reactor, spent nuclear fuel storage facility, fuel-containing masses of the Object “Shelter”, nuclear safety, models for nuclear and physical calculations.
Бобро Дмитро Геннадійович
АНАЛІЗ ЯДЕРНОЇ БЕЗПЕКИ ЯДЕРНО-НЕБЕЗПЕЧНИХ ОБ’ЄКТІВ ЧОРНОБИЛЬСЬКОЇ АЕС
Автореферат дисертації
на здобуття наукового ступеня кандидата фізико-математичних наук
Підп.до друку .03 . Формат 6090/16. Папір офс. Друк на різографі.
Ум.-друк.арк.1,5. Тираж 100 прим. Зам. 27
Чорнобильський центр з проблем ядерної безпеки, радіоактивних відходів та радіоекології.
07100, Київська обл., м.Славутич, вул. 77 Гвардійської дивізії 7/1.