Размещено на http://www.allbest.ru/

Національна Академія Наук України

Інститут ядерних досліджень

УДК 621.039.5

визначення радіаційного навантаження корпусу реактора ВВЕР-440

Спеціальність 05.14.14 - Теплові та ядерні енергоустановки

Автореферат дисертації на здобуття наукового ступеня

кандидата технічних наук

Пугач олександр Михайлович

Київ 2010 р.

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана в Інституті ядерних досліджень НАН України, м. Київ.

Науковий керівник: кандидат фізико-математичних наук УКАНОВ Володимир Миколайович, Інститут ядерних досліджень НАН України, завідувач відділу проблем дозиметрії ядерних реакторів.

Офіційні опоненти: доктор фізико-математичних наук, старший науковий співробітник Литвинський Людвіг Леонідович, Державний науково-інженерний центр систем контролю та аварійного реагування, директор;

кандидат технічних наук Гальченко Віталій Володимирович, Національний технічний університет України "Київський політехнічний інститут", старший викладач кафедри АЕС та інженерної теплофізики.

Захист відбудеться "16" вересня 2010 року о 14¹⁵ на засіданні спеціалізованої вченої ради Д26.167.01 при Інституті ядерних досліджень НАН України за адресою: 03680, м. Київ, пр. Науки, 47.

З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Інституту ядерних досліджень НАН України.

Автореферат розісланий "12" серпня 2010 року.

Вчений секретар

спеціалізованої вченої ради Д26.167.01

кандидат фізико-математичних наук В.В. Улещенко

Загальна характеристика роботи

Актуальність теми. В даний час термін експлуатації більшості енергоблоків з реакторами типу ВВЕР АЕС України перевищив половину терміну, визначеного проектом, і до 2025 року для більшості діючих на сьогодні енергоблоків буде вичерпаний. У зв'язку з цим, науково-технічно обґрунтоване, економічно виправдане продовження терміну експлуатації енергоблоків АЕС в рамках вимог національних норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки і рекомендацій МАГАТЕ належить до першочергових завдань, які стоять перед ядерно-енергетичним комплексом України.

Найбільш актуально питання продовження терміну експлуатації незамінного обладнання стоїть для першого та другого енергоблоків Рівненської АЕС з реакторами ВВЕР-440, які були введені в експлуатацію в 1980 та 1981 роках, відповідно. Саме тому на цих енергоблоках ведеться активна робота з визначення технічного стану елементів реакторної установки (РУ), зокрема корпусу реактора (КР).

Контроль поточного стану металу КР, оцінка радіаційного ресурсу його безаварійної роботи у всіх країнах, що експлуатують АЕС з корпусними реакторами, здійснюється за допомогою програми зразків-свідків. Результати досліджень зразків, що зазнали радіаційного впливу, є підставою для встановлення фактичних змін властивостей матеріалу КР в умовах експлуатації АЕС. Однак результати досліджень зразків-свідків можуть бути використані для визначення стану КР лише в тому випадку, якщо відомі умови опромінення КР та зразків-свідків.

Безпосереднє визначення умов опромінення КР, зокрема флюєнсу нейтронів, стикається з труднощами через відсутність відповідного експериментального обладнання і складності методики вимірювання, тому, в США, Японії, Росії та країнах Західної Європи на АЕС, де експлуатуються корпусні реактори, ця проблема вирішується за допомогою спеціально розроблених розрахунково-експериментальних методик. Однак, при всіх достоїнствах цих методик, через особливості конструкційного виконання реакторів ВВЕР-440, що експлуатуються в Україні, дані методики не можуть бути безпосередньо реалізовані на них.

Таким чином, виконання комплексу робіт з продовження терміну служби обладнання енергоблоку АЕС з реактором ВВЕР-440 вимагає розробки та впровадження методики визначення умов опромінення, яка забезпечувала б на сучасному науково-технічному рівні визначення характеристик нейтронного потоку, що діє на корпус. Крім того, подальша експлуатація КР повинна супроводжуватись моніторингом радіаційного навантаження корпусу.

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Робота виконувалася в рамках науково-дослідної роботи "Наукове обґрунтування і розробка новітньої системи моніторингу радіаційного навантаження конструкційних елементів ядерного реактора" (рік затвердження 2005, № державної реєстрації 0106U005597). Тематика роботи безпосередньо пов'язана із задачами, сформульованими в Державній програмі фундаментальних і прикладних досліджень з проблем використання ядерних матеріалів, ядерних і радіаційних технологій у сфері розвитку галузей економіки на 2004-2010 роки.

Мета і задачі дослідження. Враховуючи важливість результатів моніторингу радіаційного навантаження КР для визначення його технічного стану та забезпечення подальшої експлуатації, метою дисертаційної роботи було одержання й дослідження функціоналів нейтронного потоку (ФНП), що характеризують умови опромінення корпусу ядерного енергетичного реактора типу ВВЕР-440.

Для досягнення поставленої мети підлягали вирішенню наступні задачі:

- виконати аналіз сучасних підходів до визначення радіаційного навантаження корпусу ВВЕР з метою розробки основних положень методики моніторингу радіаційного навантаження КР типу ВВЕР-440;

- здійснити вибір оптимального набору нейтронно-активаційних детекторів (НАД), який би забезпечував представницький набір експериментальних даних при дозиметричних вимірюваннях біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 в умовах діючого енергоблоку;

- розробити конструкцію спеціального обладнання для встановлення НАД біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 і технологію його монтажу та демонтажу під час планово-попереджувального ремонту енергоблоку;

- розробити методику визначення координат місць розташування комплектів НАД біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 при опроміненні протягом паливної кампанії;

- розрахувати припустимий відхід тримачів з НАД від КР з врахуванням технологічних допусків на виготовлення спеціального обладнання та корпусу;

- виготовити та виконати монтаж спеціального обладнання для фіксації НАД біля зовнішньої поверхні КР енергоблоків № 1 і № 2 Рівненської АЕС;

- адаптувати транспортну програму пакета програм MCPV для розрахунків переносу нейтронів в білякорпусному просторі (БКП) реактора ВВЕР-440, зокрема розробити тривимірну модель реактора;

- виконати процедуру верифікації програмних засобів, призначених для розрахунків ФНП в БКП реактора ВВЕР-440;

- виконати спектрометричні вимірювання НАД, що опромінювалися біля зовнішньої поверхні КР енергоблоків № 1 і № 2 Рівненської АЕС і провести аналіз отриманих експериментальних даних;

- виконати розрахунки переносу нейтронів в БКП реактора ВВЕР-440 і визначити умови опромінення характерних зон корпусу;

- дослідити розподіл ФНП на внутрішній поверхні і в товщі металу КР при різних варіантах паливних завантажень;

- дослідити вплив касет-екранів (КЕ) на значення ФНП, що характеризують умови опромінення корпусу ВВЕР-440.

Об'єкт дослідження. Умови опромінення корпусу ядерного енергетичного реактора типу ВВЕР-440.

Предмет дослідження. Значення ФНП в БКП ректора ВВЕР-440.

Методи дослідження. При вирішенні поставлених задач застосовувався метод Монте-Карло (ММК) для моделювання фізичних процесів розповсюдження нейтронів у складному за геометричними і матеріальними параметрами середовищі ядерного енергетичного реактора, нейтронно-активаційний метод для виконання дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні КР діючого енергоблоку. При обробці отриманих розрахункових і експериментальних даних використовувався системний аналіз. детектор нейтрон енергетичний реактор

Наукова новизна отриманих результатів. У результаті виконаної роботи розроблено сучасну розрахунково-експериментальну методику визначення умов опромінення і радіаційного навантаження корпусу ядерного енергетичного реактора типу ВВЕР-440. Показано, що для визначення умов опромінення КР найбільш оптимальною є методика, що включає розрахунки переносу нейтронів в БКП реактора, які виконуються на основі ММК, і дозиметричні вимірювання біля зовнішньої поверхні корпусу, що виконуються нейтронно-активаційним методом.

Створено та вперше впроваджено в експлуатацію на енергоблоках АЕС України спеціальне обладнання для встановлення комплектів НАД біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440. Виконано дозиметричні вимірювання нейтронно-активаційним методом біля зовнішньої поверхні корпусів ВВЕР-440, один з яких експлуатувався за наявності, а другий за відсутності КЕ на периферії активної зони (АКЗ). Вперше виконано аналіз співвідношень питомих активностей продуктів реакцій активації НАД з метою дослідження впливу типу компонування АКЗ реактора ВВЕР-440 на характеристики поля нейтронів біля зовнішньої поверхні корпусу. Показано, що форма спектра швидких нейтронів біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 не постійна, а має певну азимутальну залежність. Визначено умови опромінення КР типу ВВЕР-440 при різних варіантах паливних завантажень і вперше досліджено вплив КЕ на значення ФНП на внутрішню поверхню корпусу. Вперше отримано динаміку накопичення флюєнсу швидких нейтронів корпусом ВВЕР-440 за наявності та відсутності КЕ в АКЗ.

Практичне значення отриманих результатів. Розроблено розрахунково-експериментальну методику визначення умов опромінення і радіаційного навантаження корпусу ядерного енергетичного реактора типу ВВЕР-440, яка забезпечує отримання інформації, необхідної для оцінки технічного стану КР, насамперед, на основі результатів випробувань зразків-свідків, що опромінювались. Створено обладнання для позиціонування НАД біля зовнішньої поверхні КР, яке дозволяє здійснювати дозиметричні вимірювання на рівні характерних зон КР в умовах діючого енергоблоку.

Представлено результати процедури верифікації пакета MCPV, аналіз яких показав можливість використання пакета для моделювання розповсюдження нейтронів у складному гетерогенному середовищі ядерного реактора ВВЕР-440 і, як наслідок, одержання розрахункових значень ФНП у його БКП.

Досліджено характеристики поля нейтронів біля зовнішньої поверхні КР типу ВВЕР-440 при різних компонуваннях АКЗ.

Визначено значення ФНП на внутрішню поверхню і у товщі металу стінки КР при різних компонуваннях АКЗ.

Отримано величини накопиченого радіаційного навантаження характерних зон корпусу ВВЕР-440 за наявності та відсутності КЕ в АКЗ реактора.

Досліджено вплив КЕ на величину максимального сумарного флюєнса нейтронів з E_n >0,5 МеВ на внутрішню поверхню КР.

Виконано оцінку часу накопичення КР гранично-припустимого флюєнса нейтронів з E_n >0,5 МеВ.

Дані щодо умов опромінення корпусу ВВЕР-440, отримані за допомогою розробленої розрахунково-експериментальної методики, були використані при виконанні робіт із продовження терміну експлуатації КР енергоблоків № 1 і № 2 Рівненської АЕС.

Особистий внесок здобувача. Постановка завдання дослідження, вибір методів їхнього рішення та обговорення отриманих результатів проведені разом із науковим керівником, кандидатом фізико-математичних наук Букановим В.М. Здобувачем самостійно виконано необхідні інженерні розробки, одержано експериментальні дані і виконано чисельні розрахунки, проведено аналіз отриманих результатів та здійснено підготовку рукописів статей до публікації.

Здобувач розробив елементи обладнання для встановлення НАД біля зовнішньої поверхні КР діючого енергоблоку і розрахував припустимий відхід тримачів від КР з урахуванням технологічних допусків на виготовлення спеціального обладнання і корпусу. При особистій участі здобувача обладнання було змонтовано на енергоблоках № 1 і № 2 Рівненської АЕС.

Здобувач брав активну участь в адаптації транспортної програми пакету MCPV для розрахунків переносу нейтронів в БКП реактора ВВЕР-440, та особисто реалізував процедуру верифікації пакета MCPV.

Здобувач приймав активну безпосередню участь в спектрометричних вимірюваннях НАД, що опромінювалися біля зовнішньої поверхні КР ВВЕР-440, і здійснив аналіз отриманих експериментальних даних.

Здобувач проаналізував результати визначення умов опромінення корпусу ВВЕР-440 для різних типів компонування АКЗ (за наявності або відсутності КЕ) і при різних варіантах паливних завантажень.

Апробація результатів дисертації. Результати досліджень були представлені на Міжнародній конференції ІЯД НАН України "Актуальні проблеми ядерної фізики та атомної енергетики", (29 травня-3 червня 2006 р., 9-15 червня 2008р., м. Київ), на міжнародній конференції Українського ядерного товариства "Ядерна енергетика - наше майбутнє", (23 жовтня 2007р., м. Київ), на щорічних наукових конференціях ІЯД НАН України (23-26 січня 2007р., 21-24 січня 2008р., 20-23 січня 2009р., м. Київ).

Публікації. По темі дисертації виконано вісім праць, п'ять з яких опубліковано в фахових наукових журналах. Список публікацій наведений наприкінці автореферату.

Структура й обсяг дисертаційної роботи. Дисертація складається з введення, чотирьох розділів і висновків. Робота містить 150 стор., 37 рисунків, 13 таблиць. При цьому 7 сторінок цілком зайняті рисунками, 6 сторінок - таблицями і 1 сторінка містить як рисунок так і таблицю. Наприкінці роботи на 11 сторінках наведено список використаних джерел із 105 найменувань.

Зміст роботи

У вступі обґрунтовується актуальність теми роботи і сформульовані мета і завдання дослідження, показана наукова новизна отриманих результатів і їх практичне значення.

Перший розділ дисертації містить аналіз сучасних методик визначення умов опромінення КР ВВЕР-440.

На початку розділу розглядаються особливості конструкції РУ ВВЕР-440, відмінність КЕ від робочих касет і обґрунтовується необхідність визначення умов опромінення, поточного і накопиченого радіаційного навантаження КР.

Розглянуто різні підходи до вирішення задачі визначення умов опромінення КР діючих енергоблоків з реакторами типу ВВЕР-440. Зроблено висновок, що для визначення ФНП, що характеризують умови опромінення КР, використовуються спеціальні методики, які базуються на розрахунках переносу нейтронів в БКП реактора і дозиметричних вимірюваннях в доступних для цієї мети місцях РУ. Показано, що для вирішення задачі розрахунку переносу нейтронів використовуються два основні підходи. Один з них базується на рішенні методом дискретних ординат газокінетичного рівняння Больцмана, а інший - на ММК. У свою чергу, для отримання експериментальних значень ФНП на внутрішній поверхні КР застосовується ретроспективна дозиметрія, а на зовнішній поверхні - дозиметрія з використанням НАД. Дані дозиметричних вимірювань використовуються для обґрунтування достовірності результатів визначення умов опромінення КР.

Розглянуто переваги і недоліки програм розрахунку переносу нейтронів, що базуються на методі дискретних ординат і ММК. Показано, що найбільш прийнятним для розрахунку переносу нейтронів в БКП реактора ВВЕР-440 є ММК.

Далі проаналізовано методи отримання експериментальних даних, необхідних для обґрунтування достовірності результатів визначення умов опромінення корпусу ВВЕР-440. Аналіз показав, що ретроспективна дозиметрія стикається з рядом труднощів, які в першу чергу пов'язані з відбором зразків з внутрішньої поверхні КР, проведенням спектрометричних вимірювань і інтерпретацією отриманих результатів. Виходячи з цього більш прийнятним методом отримання експериментальних даних, який може бути покладено в основу методики визначення радіаційного навантаження КР, є використання НАД для виконання дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні корпусу. Встановлення НАД в місцях вимірювань виконується за допомогою спеціального обладнання, яке є складовою частиною методики визначення умов опромінення КР. Розглянуто різні типи такого обладнання.

В результаті аналізу робіт, присвячених дозиметрії нейтронів в БКП реактора ВВЕР-440, зроблено висновок, що в залежності від ступеня використання дозиметричних даних методики визначення радіаційного навантаження КР можуть бути умовно розділені на два типи:

- коригувальні методики, в яких результати розрахунків транспортної програми коригуються з урахуванням даних, отриманих в дозиметричних вимірюваннях;

- порівняльні методики в яких дані дозиметричних вимірювань використовуються лише для порівняння з результатами розрахунків транспортної програми.

Завершує розділ постановка основних завдань дисертаційної роботи, які випливають з проведеного в цьому розділі аналізу сучасного стану проблеми.

Другий розділ дисертації присвячено розробці методики проведення дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440.

На початку розділу розглядається питання оптимального набору НАД, який би забезпечував в умовах діючого енергоблоку з реактором ВВЕР-440 отримання такої кількості експериментальних даних, яка достатня для обґрунтування достовірності результатів визначення умов опромінення КР. Показано, що, зважаючи на специфіку проведення дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні КР, цей набір мусить включати детектори з ніобію, заліза, титану і міді. Детектори повинні виготовлятися з матеріалів, сертифікованих для реакторної нейтронної дозиметрії. Ці матеріали мають специфічний хімічний склад, що дозволяє уникнути необхідності опромінення виготовлених з них наборів НАД в спеціальних контейнерах для зниження вкладу в кінцевий результат конкуруючих реакцій.

Після опромінення НАД виконуються -спектрометричні вимірювання кожного з детекторів і визначається питома активність продуктів реакцій ⁹³Nb(n,n')^93mNb, ⁵⁴Fe(n,p)⁵⁴Mn, ^nat.Ti(n,x)⁴⁶Sc і ⁶³Cu(n,)⁶⁰Co на момент кінця опромінення.

Отримання надійних експериментальних даних, необхідних для обґрунтування достовірності результатів визначення умов опромінення КР, вимагало розробки спеціального обладнання, яке б забезпечило досить точне позиціонування комплектів НАД біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440.

Виконаний аналіз основних типів сучасного обладнання, що використовується для дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні КР, та розгляд конструкційних особливостей РУ ВВЕР-440 показали, що для розміщення НАД біля зовнішньої поверхні КР найбільш оптимальним способом фіксації детекторів в заданих місцях є їх розміщення в спеціальних тримачах з алюмінієвого сплаву. Для установки тримачів в робоче положення використовується система тросових розтяжок, яка практично не впливає на конфігурацію нейтронного поля біля зовнішньої поверхні КР. Тримачі з'єднуються трьома тросами, один з яких проходить через їх центри, а два інші - через краї (див. рис. 1). Для забезпечення точного позиціонування НАД використовуються тримачі, що представляють собою 65-градусну суцільну дугу з внутрішнім радіусом трохи менше проектного радіусу зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 і спеціальні шпильки, що забезпечують фіксовану відстань від тримача до зовнішньої поверхні КР. Для фіксації тримачів в робочому положенні застосовуються нижній і верхній блоки кріплення.

Під час планово-попереджувального ремонту енергоблоку при монтажі і демонтажі спеціального обладнання біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 проводяться випробування і візуальні огляди. Основним завданням випробувань є проведення пробних механічних дій на елементи спеціального обладнання з метою перевірки достатньої механічної надійності основних вузлів обладнання, а візуальні огляди проводяться з метою отримання інформації про стан обладнання, тобто наявності або відсутності потертостей, пошкоджень, деформацій, перешкоджаючих можливості подальшої експлуатації обладнання.

Необхідною умовою застосування даних дозиметричних вимірювань для обґрунтування достовірності результатів визначення умов опромінення корпусу ВВЕР-440 є знання азимутальної і висотної координат точок, де розташовувалися детектори під час опромінення.

Головним завданням при визначенні азимутальних координат комплектів НАД є визначення азимутальної координати центрального тросу. З врахуванням того, що при монтажі спеціального обладнання біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 забезпечується максимально можлива вертикальність центрального троса, його азимутальна координата відповідає координаті центру зазору в бурті опорному, через який проходить трос, з максимально можливим відхиленням близько 1⁰ за рахунок ширини зазору і можливого порушення вертикальності троса.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Методика визначення висотних координат комплектів НАД спирається на той факт, що конструкція обладнання для установки НАД біля зовнішньої поверхні КР виконана таким чином, щоб спеціальні тримачі розташовувалися строго горизонтально. Враховуючи технологічні допуски на різні елементи обладнання, можна стверджувати, що відмінність висотної координати комплекту НАД від передбачуваної висотної координати центру тримача, в якому він знаходиться, не перевищує 1-2 см.

Проектні розміри елементів спеціального обладнання розраховувалися, виходячи з проектних розмірів корпусу ВВЕР-440. Проте, розміри конкретного КР не дорівнюють в точності проектним, а знаходяться в межах допусків. Крім того, допуски є і на елементи спеціального обладнання для установки комплектів НАД біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440. Все це призводить до того, що тримачі можуть нещільно прилягати до КР. Для оцінки величини максимально можливих відходів тримача від поверхні корпусу використовувалася спеціально розроблена методика, її використання показало, що максимально можливий відхід тримача від зовнішньої поверхні КР не перевищить 2,5 см.

Розроблене в ході виконання дисертаційної роботи обладнання для встановлення комплектів НАД біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 було виготовлене і введене в експлуатацію на енергоблоках № 1 і № 2 Рівненської АЕС.

Третій розділ дисертації присвячено адаптації пакету програм MCPV до розрахунків переносу нейтронів в БКП реактора ВВЕР-440.

Модульно-блоковий принцип побудови пакету програм MCPV, який використовується при визначенні радіаційного навантаження корпусу ВВЕР-1000, дозволив адаптувати його до рішення задачі розрахунку ФНП в БКП реактора ВВЕР-440. Головним модулем пакету є транспортна програма, яка на основі даних, отриманих за допомогою допоміжних програм, здійснює розрахунок переносу нейтронів в БКП реактора ММК в багатогруповому наближенні теорії переносу нейтронів.

Важливим елементом роботи з модернізації транспортної програми було створення розрахункової моделі реакторної установки (РМРУ), призначеної для моделювання фізичного процесу поширення нейтронів.

Враховуючи той факт, що використання ММК завжди вимагає великих витрат машинного часу, був використаний підхід, що дозволив з одного боку мінімізувати ці витрати, а з іншої - дуже детально описати складну за матеріальними та геометричними параметрами конструкцію реактора ВВЕР-440.

На першому етапі створення РМРУ (див. рис. 2, 3) був використаний зонний принцип її побудови, що полягає в тому, що весь об'єкт розділяється на окремі зони, всередині кожної з яких всі матеріальні параметри вважаються незмінними. При необхідності деякі зони гомогенізуються.

На другому етапі складні за геометричною конфігурацією зони з метою спрощення програмної реалізації моделювання переносу нейтронів в РУ були розділені на підзони - досить прості (елементарні) геометричні фігури, що є, по суті, варіаціями одного геометричного тіла.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Третім етапом в роботі із створення РМРУ було об'єднання декількох подібних по конфігурації підзон в так звану ділянку РМРУ, що дозволило одним набором підпрограм проводити моделювання вільних пробігів нейтронів в даній ділянці.

З метою оптимізації розрахунків в транспортній програмі реалізовано комплекс неаналогових методів. Їх загальна головна суть полягає у включенні різних детерміністичних елементів в суто випадковий розіграш подій в історії частинки. Для зменшення впливу можливих у такому разі кореляцій між змодельованими історіями на величини ФНП, що визначаються, і їх стандартних відхилень ці історії об'єднуються в серії.

Використання результатів моніторингу радіаційного навантаження КР для визначення поточного стану металу корпусу вимагає знання не лише ФНП, що характеризують умови опромінення КР, але і похибок, з якими вони визначені. В той же час, на сьогодні фактично жодна з існуючих методик дозиметрії КР не дозволяє отримати похибки величин ФНП. Тому, керівними документами, що діють в атомно-енергетичних комплексах розвинених країн, зокрема США та Росії, допускається використання методик, для яких достатньою мірою обґрунтовано, що вони дають результат з точністю не гірше заданої. Обґрунтування точності досягається шляхом проведення процедури верифікації як всієї методики в цілому, так і її складових частин. Саме тому підрозділ 3.2 присвячено виконанню основних положень процедури верифікації програмних засобів, призначених для розрахунків ФНП в БКП реактора ВВЕР-440.

Процедура верифікації складалася з трьох стадій - кваліфікації, верифікації і валідації.

На стадії кваліфікації було виконано обґрунтування всіх наближень і допущень, використаних в пакеті MCPV. До них відносяться, групова структура бібліотеки мікроконстант, наближення індикатриси розсіяння, адекватність матеріальних і геометричних параметрів розрахункової моделі, гомогенізація і т.д.

Верифікація включала, набір тестів для перевірки адекватності роботи як пакету MCPV в цілому, так і окремих його модулів і блоків.

Валідація пакету MCPV здійснювалася шляхом порівняння розрахункових даних з експериментальними. Експериментальні дані отримано в макетному і натурних експериментах. Макетні експерименти для реакторів ВВЕР-440 були виконані на реакторі LR-0 Інституту ядерних досліджень (м. Ржеж, Чехія). В якості даних натурних експериментів використовувалися питомі активності продуктів реакцій активації НАД, що опромінювалися біля зовнішньої поверхні КР протягом паливної кампанії.

Показано, що відхилення даних, отриманих в експерименті на реакторі LR-0 і при розрахунках переносу нейтронів пакетом програм MCPV не перевищує 20%, що цілком узгоджується з результатами, отриманими іншими учасниками експерименту. Результати порівняння розрахункових і експериментальних даних, отриманих в умовах діючих енергоблоків надані в табл. 1. Слід зауважити, що усереднення відношень розрахункових і експериментальних питомих активностей продуктів активації НАД виконано для рівнів біля зовнішньої поверхні КР, де розташовувались детектори. Аналіз результатів валідації показав можливість використання пакету MCPV для отримання розрахункових значень ФНП в БКП реактора ВВЕР-440.

Четвертий розділ дисертації присвячено дослідженню результатів визначення умов опромінення і радіаційного навантаження КР ВВЕР-440, отриманих за допомогою розробленої розрахунково-експериментальної методики.

Дозиметричні вимірювання біля зовнішньої поверхні КР є важливою складовою частиною методики визначення ФНП, що діє на корпус. З огляду на це, доцільним було проведення всебічного аналізу експериментальних даних, отриманих після спектрометричних вимірювань опромінених НАД.

Важливим параметром нейтронного поля біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЭР-440 є форма спектру нейтронів, яка певною мірою може бути охарактеризована спектральними індексами, тобто величинами відношення флюєнсів нейтронів вище певних енергій. Враховуючи взаємозв'язок між флюєнсами нейтронів і питомими активностями НАД, відношення останніх пропорційні спектральним індексам і, отже, є характеристиками форми спектру.

В якості величини, що характеризує залежність співвідношення між питомими активностями двох НАД різних типів і від азимутального кута для окремої паливної кампанії на певній висоті, використовується величина

Де і - питома активність НАД типу и .

Похибка визначення величини може бути розрахована за приблизною формулою

Де і - випадкова складова похибки визначення питомих активностей НАД типу і , що розташовувалися в точці з азимутальною координатою .

Величина є відносна розбіжність спектрального індексу, тобто відхилення спектрального індексу в даній точці від його середнього значення на певній висоті.

Аналіз отриманих даних показав, що за наявності КЕ в АКЗ значення (див. мал. 4.а) практично не залежить від азимутальної координати, а значення має певну азимутальну залежність і широкий діапазон зміни значень. У свою чергу у випадку відсутності КЕ спостерігається зовсім інша картина: значення (див. мал. 4.б) практично не залежить від азимутальної координати, а значення мають певну азимутальну залежність і в більшості випадків мають відхилення від нуля на рівні випадкової складової дозиметричних вимірювань.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Це дає можливість стверджувати, що наявність КЕ на периферії АКЗ реактора ВВЕР-440 впливає на азимутальну залежність форми спектра швидких нейтронів біля зовнішньої поверхні КР.

Отримана інформація стосовно характеристик поля нейтронів в БКП реактора ВВЕР-440 може бути використана при обґрунтуванні достовірності результатів визначення умов опромінення КР як протягом паливних кампаній, коли проводилися дозиметричні вимірювання біля зовнішньої поверхні корпусу, так, деякою мірою, і тих компаній, коли такі вимірювання не проводилися.

За допомогою розробленої розрахунково-експериментальної методики були визначені і досліджені ФНП, що характеризують умови опромінення КР енергоблоків № 1 і № 2 Рівненської АЕС.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Аналіз лінійних ФНП, таких як густина потоку нейтронів (ГПН) показав, що ефект наявності КЕ в АКЗ виразився як в абсолютному зменшенні ГПН, так і в зміні форми азимутального розподілу (див. рис. 5). У свою чергу аналіз аксіальних розподілів ГПН показав, що форми розподілів практично збігаються для різних типів компонування АКЗ. Інші лінійні ФНП (флюєнси, зміщення на атом та ін.) мають аналогічні за формою розподіли для відповідного типа компонування АКЗ.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Показано, що зміна будь-якого лінійного ФНП по товщині корпусу ВВЕР-440 залежить від азимутальної координати і не залежить від висотної. Для різних типів компонування АКЗ така зміна, як видно з рис. 6, досить добре може бути апроксимована єдиною формулою

де - ФНП на внутрішній поверхні КР, - коефіцієнт ослаблення, - товщина КР.

Коефіцієнт ослаблення для флюєнсу і ГПН з E_n >0,5 МеВ дорівнює 0,09 см^-1.

Аналіз нелінійних ФНП, таких як спектральні індекси, показав, що форма спектру швидких нейтронів на рівні АКЗ реактора залежить від азимутальної і радіальної координати точки, де визначається ФНП, але практично не залежать від аксіальної. Загальна форма азимутальної залежності спектрального індексу на внутрішній поверхні корпусу ВВЕР-440 практично не пов'язана з характеристиками паливного завантаження для кожного типа компонування АКЗ. Показано, що наявність КЕ на периферії АКЗ призводить до пом'якшення спектру швидких нейтронів, що діють на КР в районі установки КЕ (див. рис. 7).

Размещено на http://www.allbest.ru/

Форма азимутальних і аксіальних розподілів ФНП на внутрішній поверхні КР практично не залежить від характеристик паливного завантаження для кожного типу компонування АКЗ, а змінюється лише за абсолютною величиною.

Спільний аналіз розрахункових і експериментальних даних, отриманих для енергоблоків № 1 і № 2 Рівненської АЕС, дозволив визначити умови опромінення характерних зон КР протягом паливних кампаній, коли дозиметричні вимірювання біля зовнішньої поверхні корпусу не проводилися.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Отримані в результаті розрахунків за допомогою пакету програм MCPV значення флюєнсів з E_n >0,5 МеВ, накопичені КР енергоблоків № 1 і № 2 Рівненської АЕС для кожної реалізованої паливної кампанії, представлено на рис. 8. З рис. 8.а видно, що для 19-27-ої паливних кампаній енергоблоку № 1 Рівненської АЕС, тобто коли ТВЗ, розташовані у напрямі максимуму азимутального розподілу ГПН, були 4-го або 5-го року експлуатації, радіаційне навантаження на корпус знижене приблизно на 20-25% в порівнянні з 1-18-ою паливними кампаніями. Аналогічна ситуація спостерігається для енергоблоку № 2 (див. рис. 8.б). Для 11-25-ої паливних кампаній радіаційне навантаження на корпус знижене приблизно на 30% в порівнянні з 1-10-ою паливними кампаніями.

Знання поточного радіаційного навантаження характерних зон корпусу для кожної реалізованої кампанії дозволило визначити накопичене радіаційне навантаження КР за весь період експлуатації енергоблоку і виконати оцінку часу накопичення КР гранично-припустимого флюєнсу нейтронів з E_n >0,5 МеВ.

ВИСНОВКИ

Дисертація присвячена вирішенню проблеми визначення радіаційного навантаження КР типу ВВЕР-440 діючих енергоблоків з різними типами компонування АКЗ шляхом створення та впровадження розрахунково-експериментальної методики визначення умов опромінення КР.

За результатами виконаної роботи можуть бути зроблені наступні основні висновки:

Вибрано НАД, які забезпечують представницький набір експериментальних даних при дозиметричних вимірюваннях біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 в умовах діючого енергоблоку. Цими детекторами є детектори з ніобію, заліза, титану і міді.

Розроблено, виготовлено і в даний час введено в експлуатацію на енергоблоках № 1 і № 2 Рівненської АЕС спеціальне обладнання, що дозволяє точно позиціонувати активаційні детектори біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 діючого енергоблоку.

Виконано адаптацію транспортної програми пакету програм MCPV для розрахунків переносу нейтронів в БКП реактора ВВЕР-440, зокрема, розроблено тривимірну модель РУ.

Виконано процедуру верифікації пакету програм MCPV, яка показала можливість використання пакету для отримання розрахункових значень ФНП в БКП реактора ВВЕР-440.

Виконано спектрометричні вимірювання НАД, що опромінювалися протягом паливної кампанії біля зовнішньої поверхні КР енергоблоків № 1 і № 2 Рівненської АЕС. На основі отриманих експериментальних даних показано, що відношення питомих активностей НАД не залежить від висотної координати на рівні верхньої обичайки КР, але має певну азимутальну залежність. При цьому значення відносних розбіжностей спектральних індексів за наявності КЕ в АКЗ мають суттєвий розкид за значеннями, а у випадку відсутності КЕ мають відхилення від нуля на рівні випадкової складової похибки дозиметричних вимірювань.

Отримано значення ФНП, що характеризують умови опромінення корпусу ВВЕР-440. Показано, що форма азимутальних і аксіальних розподілів лінійних ФНП на внутрішню поверхню КР практично не залежить від характеристик паливного завантаження для кожного типу компонування АКЗ, тобто за наявності або відсутності КЕ, а змінюється тільки за абсолютною величиною.

Досліджено вплив типу компонування АКЗ на спектр нейтронів, що діють на внутрішню поверхню корпусу ВВЕР-440. Показано, що нейтронний потік з найбільш жорстким спектром діє на КР за наявності КЕ в АКЗ в районі максимуму азимутального розподілу ГПН, а з найбільш м'яким - в районі мінімуму. У разі відсутності КЕ в області максимуму ГПН спектр нейтронів м'якший, ніж в області мінімуму.

Визначено накопичене радіаційне навантаження характерних зон корпусу ВВЕР-440 енергоблоків № 1 і № 2 Рівненської АЕС. На основі отриманих даних та з урахуванням діючих на теперішній час на Рівненській АЕС нормативних документів виконано оцінку часу накопичення КР гранично-припустимого флюєнса нейтронів з E_n >0,5 МеВ.

СПИСОК ПУБЛІКАЦІЙ ПО ТЕМІ ДИСЕРТАЦІЇ

Пугач А.М., Буканов В.Н., Васильева Е.Г., Гриценко А.В., Демехин В.Л., Пугач С.М. Разработка методических основ системы мониторирования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР-440 // Int. Conf. "Current Problems in Nuclear Physics and Atomic Energy", Kyiv, 29 May - 03 June 2006, Book of Abstracts. K., INR, 2006. P. 153-154.

Пугач А.М., Буканов В.Н., Васильева Е.Г., Гриценко А.В., Демехин В.Л., Пугач С.М. Разработка методических основ системы мониторирования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР-440 // Ядерна фізика та енергетика. 2006. № 2 (18). С. 64-69.

Pugach А.M., Bukanov V.N., Vasylyeva E.G., Grytsenko O.V., Dyemokhin V.L., Pugach S.M. Design of Methodical Basis of a System Monitoring of WWER-440 Pressure Vessel Radiation Exposure // Proc. of Int. Conf. "Current Problems in Nuclear Physics and Atomic Energy", Part II, Kyiv, 29 May - 03 June 2006. K., INR, 2007. P. 692-697.

Pugach A.M., Dyemokhin V.L., Bukanov V.N., Pugach S.М. Investigation of Functionals of Neutron Flux Influencing onto VVER-440 Reactor Pressure Vessel // 2nd Int. Conf. "Current Problems in Nuclear Physics and Atomic Energy", Kyiv, 09 - 15 June 2008, Book of Abstracts. K., INR, 2008. P. 56.

Буканов В.Н., Васильева Е.Г., Демехин В.Л., Пугач А.М. Обеспечение достоверности экспериментальных данных, получаемых при дозиметрических измерениях у внешней поверхности корпуса ВВЭР // Ядерна фізика та енергетика. 2008. № 2 (24). С. 49-53.

Pugach A.M., Diemokhin V.L., Bukanov V.N., Pugach S.М. Investigation of Functionals of Neutron Flux Influenced onto VVER-440 Reactor Pressure Vessel // Ядерна фізика та енергетика. 2008. № 3 (25). С. 71-74.

Пугач А.М., Демехин В.Л., Буканов В.Н., Пугач С.М. Функционалы нейтронного потока, воздействующего на корпус реактора ВВЭР-440 // Ядерная и радиационная безопасность. 2008. №2. С. 28-31

Буканов В.Н., Гриценко А.В., Демехин В.Л., Пугач А.М., Пугач С.М. Валидация пакета программ MCPV // Ядерна фізика та енергетика. 2009. т. 10, № 2. С. 165-170.

анотаціЯ

Пугач О.М. Визначення радіаційного навантаження корпусу реактора ВВЕР-440. - Рукопис.

Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук за спеціальністю 05.14.14 - теплові та ядерні енергоустановки. - Інститут ядерних досліджень НАН України, Київ. 2010.

Дисертація присвячена науково-технічному вирішенню проблеми визначення радіаційного навантаження корпусу реактора ВВЕР-440 діючого енергоблоку. Показано, що оптимальним для вирішення цієї проблеми є застосування методики, яка включає чисельні розрахунки переносу нейтронів в білякорпусному просторі реактора, що базуються на методі Монте-Карло, а також дозиметричні вимірювання біля зовнішньої поверхні його корпусу, які виконуються нейтронно-активаційним методом. Розроблено спеціальне обладнання, що дозволяє точно позиціонувати активаційні детектори біля зовнішньої поверхні корпусу реактора. Виконано дозиметричні вимірювання біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 за наявності та відсутності касет-екранів на периферії активної зони і проведено комплексний аналіз отриманих експериментальних результатів. Виконано адаптацію пакету програм MCPV до рішення задачі розрахунку переносу нейтронів в білякорпусному просторі реактора ВВЕР-440, а також процедуру верифікації даного пакету. Проведено комплексний аналіз результатів визначення функціоналів нейтронного потоку, які характеризують умови опромінення корпусу реактора ВВЕР-440 енергоблоків № 1 і № 2 Рівненської АЕС. На основі отриманих даних виконана оцінка часу накопичення корпусом реактора гранично-припустимого флюєнса швидких нейтронів.

Ключові слова: корпус реактора, радіаційне навантаження, розрахунок переносу нейтронів, дозиметричні вимірювання, касети-екрани, ВВЕР-440.

АННОТАЦИЯ

Пугач А.М. Определение радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР-440. - Рукопись.

Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 05.14.14 - тепловые и ядерные энергоустановки. - Институт ядерных исследований НАН Украины, Киев, 2010.

Диссертация посвящена научно-техническому решению проблемы определения радиационной нагрузки корпуса реактора типа ВВЭР-440 действующего энергоблока. Рассмотрены современные подходы к определению условий облучения, текущей и накопленной радиационной нагрузки корпуса ядерного энергетического реактора.

Показано, что оптимальным для решения задачи определения функционалов нейтронного потока, характеризующих условия облучения корпуса реактора ВВЭР-440, является применение методики, которая включает численные расчеты переноса нейтронов в околокорпусном пространстве реактора используя программу, основанную на методе Монте-Карло и дозиметрические измерения у внешней поверхности корпуса, выполняемые нейтронно-активационным методом. Выбран оптимальный набор нейтронно-активационных детекторов, обеспечивающий получение достаточного количества экспериментальных данных, необходимых для обоснования достоверности результатов определения условий облучения корпуса реактора ВВЭР-440. Этот набор включает детекторы из ниобия, железа, титана и меди. Показано, что для изготовления детекторов следует использовать материалы, сертифицированные для реакторной дозиметрии.

Разработано, изготовлено и в настоящее время введено в эксплуатацию на Ровенской АЭС оборудование, позволяющее точно позиционировать активационные детекторы у внешней поверхности корпуса ВВЭР-440 с помощью специальных держателей. Учитывая наличие допусков на изготовление корпуса реактора и элементов разработанного оборудования, разработана методика оценки максимально возможного отхода держателей от внешней поверхности корпуса.

Выполнена адаптация пакета программ MCPV к решению задачи расчета переноса нейтронов в околокорпусном пространстве реактора ВВЭР-440. С этой целью были разработаны трехмерная модель реакторной установки и специальный комплекс неаналоговых методов моделирования траекторий частиц, который позволил получить достаточно малые статистические погрешности результатов расчетов при приемлемых затратах расчетного времени.

На основе результатов выполнения процедуры верификации пакета программ MCPV показана возможность использования пакета для моделирования распространения нейтронов в сложной гетерогенной среде ядерного реактора ВВЭР-440.

Проведены дозиметрические измерения у внешней поверхности корпуса реактора ВВЕР-440 при наличии и отсутствии кассет-экранов в активной зоне. Выполнен комплексный анализ полученных экспериментальных данных. Показано, что для отдельной топливной кампании энергоблока отношения удельных активностей нейтронно-активационных детекторов, имеет определенную азимутальную зависимость. При этом значения относительных расхождений этих величин в случаи наличии кассет-экранов в активной зоне имеют существенный разброс по значениям, а в случаи отсутствия кассет-экранов имеют отклонение от нуля на уровне случайной составляющей погрешности дозиметрических измерений.

Определены значения функционалов нейтронного потока на корпус ВВЭР-440 при наличии и отсутствии кассет-экранов в активной зоне реактора и выполнен комплексный анализ полученных данных. Показано, что форма азимутальных и аксиальных распределений линейных функционалов нейтронного потока на внутреннюю поверхность корпуса реактора практически не зависит от характеристик топливной загрузки для каждого типа компоновки активной зоны, а меняется только по абсолютной величине.

Определена накопленная радиационная нагрузка характерных зон корпуса ВВЭР-440 энергоблоков № 1 и № 2 Ровенской АЭС. На основе полученных данных выполнена оценка времени накопления корпусом реактора предельно-допустимого флюенса быстрых нейтронов.

Ключевые слова: корпус реактора, радиационная нагрузка, расчет переноса нейтронов, дозиметрические измерения, кассеты-экраны, ВВЭР-440.

SUMMARY

Pugach O.M. Determination of VVER-440 pressure vessel radiation exposure. - Manuscript.

Thesis for a scientific degree of technical sciences by speciality 05.14.14 - thermal and nuclear power facilities - Institute for Nuclear Research of NAS of Ukraine, Kyiv, 2010.

The thesis is devoted to the scientific and technical solution of the problem of the pressure vessel radiation exposure determination for VVER-440 operating power Unit. It is shown that the optimal solution of this problem is to use a technique that involves numerical neutron transport calculations within reactor near-vessel space by the transport code based on the Monte-Carlo method, and ex-vessel dosimetry measurements by the neutron-activation method. The special equipment that allows precise positioning of activation detectors at the outer surface of a reactor pressure vessel is designed. Ex-vessel dosimetry measurements in cases of presence and absence of dummy cassettes at the core periphery of VVER-440 are carried out and the complex analysis of the obtained experimental results is performed. Adaptation of the program package MCPV to the solution of a problem of neutron transport calculations within reactor near-vessel space of VVER-440 and also procedure of verification of the given package is carried out. The complex analysis of the results of determination of neutron flux functionals that characterize the irradiation conditions of VVER-440 reactor pressure vessel of units № 1 and № 2 Rivne NPP is performed. An estimation of reactor pressure vessel fast neutron fluence limit-admissible reaching time is done based on obtained data.

Keywords: reactor pressure vessel, radiation exposure, neutron transport calculation, dosimetry measurements, dummy cassettes, VVER-440.

Размещено на Allbest.ru

...