Національна Академія Наук України

Інститут ядерних досліджень

Гриценко Олександр Васильович

УДК 621.039.5

Визначення функціоналів нейтронного потоку на зразках-свідках металу корпуса реактора ВВЕР-1000

Спеціальність 01.04.16 – фізика ядра, елементарних частинок і високих енергій

Автореферат

дисертації на здобуття наукового ступеня

кандидата технічних наук

Київ – 2003 р.

Дисертацією є рукопис.

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

Науковий керівник: кандидат фізико-математичних наук

БУКАНОВ Володимир Миколайович,

Інститут ядерних досліджень НАН України,

завідувач відділу проблем дозиметрії ядерних реакторів.

Офіційні опоненти: доктор фізико-математичних наук, професор

ГРИНІК Едуард Ульянович,

Інститут ядерних досліджень НАН України,

завідувач відділу радіаційного матеріалознавства;

кандидат технічних наук

Халімончук Володимир Адамович,

Державний науково-технічний центр з ядерної та

радіаційної безпеки Державного комітету ядерного

регулювання України, керівник відділу нейтронно-

фізичних процесів в ядерних енергетичних установках.

Провідна установа Київський національний університет ім. Тараса Шевченка

Захист відбудеться "22" травня 2003 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 "14" квітня 2003 року.

Вчений секретар

спеціалізованої вченої ради Д26.167.01

кандидат фізико-математичних наук Осташко В.В.

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність теми. Корпус реактора (КР) є головним елементом ядерної енергетичної установки. Працездатність корпуса визначає термін безпечної експлуатації АЕС. Оскільки сучасні методи радіаційного матеріалознавства не дозволяють з достатнім ступенем достовірності прогнозувати рівень окрихчування сталі під дією нейтронного випромінювання, в усіх країнах, що експлуатують АЕС з реакторами корпусного типу, для оцінки стану металу КР використовують програму зразків-свідків (ЗС). Ці зразки виробляються з того ж металу, з якого виготовлений корпус, і завантажуються у реактор при його введені в експлуатацію. Після закінчення визначеного терміна зразки виймають з реактора і піддають іспитам. Результати іспитів ЗС є підставою для встановлення фактичних змін властивостей матеріалів КР в умовах експлуатації АЕС.

Програма ЗС діє й в Україні на енергоблоках з реакторами ВВЕР-1000.

Інформація, отримана за допомогою ЗС, може бути використана для визначення поточного стану металу КР і прогнозування його радіаційного ресурсу, тільки в тому випадку, якщо з необхідною точністю відомі умови опромінення зразків у реакторі.

На АЕС з реакторами корпусного типу, які працюють у США, Японії та країнах Західної Європи, дозиметрія ЗС здійснюється за допомогою спеціально розроблених методик. При всіх перевагах цих методик, вони не можуть бути безпосередньо використані для дозиметричних вимірів на реакторах ВВЕР-1000. Пов'язано це, насамперед з тим, що в Україні і зазначених вище країнах застосовуються різні схеми розташування ЗС у реакторі.

Дозиметричне забезпечення програми ЗС, яка виконується на більшості енергоблоків АЕС України, має низку істотних недоліків. Отже, отримання достовірної інформації про зміну властивостей металу корпуса ВВЕР-1000 під дією нейтронного випромінювання вимагає розробки надійних методів визначення умов опромінення ЗС.

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Робота виконувалася в рамках науково-дослідної роботи "Функціонали нейтронного потоку в місцях розташування зразків-свідків в ядерному енергетичному реакторі", включеної у відомче замовлення (план) НАН України рішенням Бюро відділення фізики й астрономії НАН України № від 19.11.1999. Тематика роботи безпосередньо пов'язана з задачами, сформульованими в "Програмі модернізації АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 (В-320). "Ревізія 2. Інститут "Енергоатомпроект" - Київ, жовтень, 1996.

Мета і задачі дослідження. З огляду на важливість даних, що отримуються за допомогою програми ЗС, для забезпечення безаварійної роботи КР, метою дисертаційної роботи було створення методики достовірного визначення величин функціоналів нейтронного потоку, що характеризують умови опромінення ЗС у реакторах ВВЕР-1000. До цих функціоналів, насамперед, відносяться диференційні та інтегральні спектри, інтегральні густини потоку нейтронів (ГПН) і флюєнси нейтронів вище заданої енергії, спектральні індекси, а також величини зсувів на атом.

Для досягнення поставленої мети треба було вирішити наступні задачі:

-

-

-

-

-

-

-

Об'єкт дослідження. Умови опромінення ЗС металу КР у ядерному енергетичному реакторі.

Предмет дослідження. Значення функціоналів нейтронного потоку, що діє на ЗС у реакторі ВВЕР-1000.

Методи дослідження. При вирішенні поставлених задач застосовувалося математичне моделювання нейтронно-фізичних процесів, що відбуваються в ядерних реакторах; проводилися експериментальні дослідження матеріалів, опромінених в діючих реакторах ВВЕР-1000. При обробці отриманих розрахункових і експериментальних даних використовувався системний аналіз.

Наукова новизна одержаних результатів. Розроблено принципово новий підхід до визначення умов опромінення ЗС у реакторах корпусного типу, що експлуатуються на АЕС в Україні. В його основі лежить моделювання фізичного процесу поширення нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі.

Вперше для чисельних розрахунків переносу нейтронів до місць розташування контейнерів зі зразками металу КР що опромінюються у реакторі ВВЕР-1000 був використаний метод Монте-Карло (ММК).

Розроблено оригінальний дворівневий зонний принцип опису об'єктів із складною геометричною структурою, у якому моделюється фізичний процес поширення частинок.

Створено детальну тривимірну модель внутрішньокорпусних пристроїв реактора ВВЕР-1000 і КЗ, у яких розташовуються контейнери зі ЗС, що опромінюються.

Розроблено нові неаналогові методи моделювання траєкторій нейтронів, які у поєднанні з уже відомими дозволяють отримувати результати розрахунків із достатньо малою статистичною похибкою при прийнятних витратах розрахункового часу.

Розроблено оригінальну схему організації зв'язку між наборами підпрограм геометричного блока програми розрахунку переносу нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000.

Вперше проведене комплексне порівняння умов опромінення ЗС у реакторі ВВЕР-1000, зразків металу корпуса в каналах вигородки реактора, а також внутрішньої поверхні КР.

Практичне значення одержаних результатів. Розроблено методику визначення величин функціоналів нейтронного потоку, що діє на зразки металу КР у реакторі ВВЕР-1000. Це дозволило усунути недоліки дозиметричного забезпечення програми ЗС, яка виконується на більшості енергоблоків АЕС України і, тим самим, підвищити достовірність даних про розвиток радіаційного окрихчування КР.

Розроблена в результаті виконання дисертаційної роботи методика використовується для дозиметрії ЗС, що надходять з АЕС України для досліджень в Інститут ядерних досліджень НАН України. Результати визначення флюєнсів швидких нейтронів на ЗС, що опромінювались в реакторі енергоблока № Южно-Української АЕС (ЮУАЕС) подані в науково-технічному звіті "Испытание комплекта образцов-свидетелей второго срока освидетельствования корпуса реактора третьего блока Южно-Украинской АЭС".

Особистий внесок здобувача. При отриманні результатів, поданих у дисертації, здобувач брав участь в усіх етапах роботи: у постановці задач і виборі методів їх вирішення, виконанні необхідних наукових і інженерних розробок, проведенні чисельних розрахунків і отриманні експериментальних даних, аналізі отриманих результатів, підготовці статей до опублікування.

Здобувач розробив детальну тривимірну модель внутрішньокорпусних пристроїв реактора ВВЕР-1000 і КЗ, у яких розташовуються контейнери зі ЗС. Розробив і програмно реалізував алгоритм моделювання фізичного процесу поширення нейтронів у складному за геометричними і матеріальними параметрами середовищі реактора ВВЕР-1000.

Здобувач приймав головну участь у розробці комплексу неаналогових методів моделювання траєкторій нейтронів у просторі між АКЗ реактора і контейнерами зі ЗС, що опромінюються. Розробив ряд нових неаналогових методів, які у поєднанні з уже відомими, дозволяють отримувати результати розрахунків із достатньо малими статистичними похибками при прийнятних витратах розрахункового часу.

Здобувач розробив і практично реалізував схему взаємодії між елементами пакета програм чисельних розрахунків переносу нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000. Виконав розрахункове визначення величин функціоналів нейтронного потоку на ЗС, що опромінювались в реакторі енергоблока № ЮУАЕС.

Апробація результатів дисертації. Результати досліджень були представлені на Міжнародному симпозіумі з реакторної дозиметрії, (12-17 вересня 1999 р., м. Осака, Японія), на міжнародній конференції Українського ядерного товариства "Модернізація АЕС з реакторами ВВЕР", (21-23 вересня 1999 р., м. Київ), на засіданнях Міжнародної робочої групи з дозиметрії корпусів реакторів WGRD-VVER (23-25 квітня 2001 р., м. Ржеж, Чеська республіка), на щорічних наукових конференціях ІЯД НАН України (25-28 січня 2000 р., 30 січня 2 лютого 2001 р., м. Київ).

Публікації. По темі дисертації виконано вісім праць, шість з яких опубліковані в фахових журналах. Список публікацій наведений наприкінці автореферату.

Структура й обсяг дисертаційної роботи. Дисертація складається з вступу, чотирьох розділів і висновків. Робота викладена на 170 сторінках, містить 31 рисунок, 19 таблиць. При цьому 11 сторінок цілком зайняті рисунками, 3 сторінки – таблицями. Наприкінці роботи на 12 сторінках наведений список використаних джерел із 105 найменувань.

зміст РОБОТИ

У вступі обгрунтовується актуальність теми роботи і показано її зв'язок з науковими програмами, планами, темами; сформульовані мета і задачі дослідження; показана наукова новизна отриманих результатів і їхнє практичне значення.

Перший розділ дисертації містить аналіз сучасних методів дозиметрії ЗС, що опромінюються у реакторах ВВЕР-1000.

На початку розділу обгрунтована необхідність визначення величин функціоналів нейтронного потоку на ЗС, тому що ця інформація необхідна для переносу результатів механічних іспитів ЗС на КР.

Розглянуто способи реалізації програм ЗС у реакторах ВВЕР-1000. Докладно описана штатна програма ЗС, яка виконується на більшості енергоблоків АЕС України. Зазначено основні недоліки штатної програми ЗС. Це, насамперед, великі градієнти нейтронного потоку по радіусу і висоті КЗ, а також таке дозиметричне забезпечення програми, що не дозволяє достовірно визначити умови опромінення ЗС. Крім того, описані дві інші програми ЗС, у яких усунуті або, принаймні, зменшені наведені недоліки. Розглянуто спосіб доповнення штатної програми ЗС шляхом розміщення зразків металу КР у каналах вигородки реактора. При цьому підкреслюється, що перед реалізацією такого технічно складного рішення необхідно визначити параметри опромінення зразків металу корпуса в каналах вигородки і порівняти їх з параметрами опромінення самого КР.

Після розгляду способів реалізації програм ЗС показано, що при будь-якому варіанті програми для забезпечення дозиметрії ЗС необхідно знати спектральні характеристики потоку нейтронів у місцях розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000. Особливо це актуально для штатної програми, яка має недостатнє дозиметричне забезпечення і, проте, є єдиним джерелом інформації про стан металу корпуса більшості ВВЕР-1000 що експлуатуються в Україні.

Далі критично розглядаються методи визначення флюєнсів швидких нейтронів на ЗС, що опромінюються в реакторі ВВЕР-1000, розроблені російськими та болгарськими спеціалістами. В результаті аналізу цих методів робляться наступні висновки. Методика, що застосовується російськими спеціалістами, не є достатньо надійною, тому що в її основі лежать виміри активності 54Mn, що має порівняно малий період напіврозпаду. Методика болгарських спеціалістів не може забезпечити необхідну точність розрахунків.

Далі розглядаються програми і методи розрахунку переносу випромінювання в складних середовищах. Показано, що найбільш придатним для розрахунку параметрів опромінення ЗС у реакторі ВВЕР-1000 є ММК.

Завершує розділ постановка основних задач дисертаційної роботи, які випливають із проведеного в цьому розділі аналізу сучасного стана проблеми.

Другий розділ присвячений розробці основних положень методики розрахунків переносу нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000.

Практичне застосування ММК для рішення задачі переносу потребує розробки спеціальних транспортних програм, що здійснюють чисельне моделювання фізичного процесу поширення частинок. Формально цей процес можна розділити на дві головні складові: пробіг нейтрона між взаємодіями і взаємодія з ядрами середовища.

Розрахункова область (РО), що використовується при моделюванні переносу нейтронів, повинна точно імітувати елементи конструкції реактора ВВЕР-1000, що розташовуються між АКЗ і контейнерами зі ЗС. Ця вимога створює ряд труднощів при програмній реалізації процесу моделювання пробігів нейтронів між взаємодіями. Усунути ці труднощі можливо, якщо розділити РО на підзони з постійними нейтронно-фізичними властивостями усередині кожної з них. Моделювання пробігів в декількох однотипних підзонах зручно проводити одним набором підпрограм, наприклад в підзонах, що імітують тепловиділяючі зборки (ТВЗ) в АКЗ. Тоді проблема моделювання вільного пробігу нейтрона в геометрично складному просторі усередині реактора зведеться до рішення двох набагато простіших задач. Перша з них – моделювання окремими наборами підпрограм пробігу нейтрона в окремих зонах, кожна з який складається з елементарних підзон. Друга – організація зв'язку між цими наборами.

Детальний аналіз конструкції реактора ВВЕР-1000 показав, що РО може бути розділена на підзони, що являють собою, по суті, одне геометричне тіло. Це призма, нижня і верхня основи якої перпендикулярні бічним поверхням, однакові і є або класичними опуклими багатокутниками, або багатокутниками, у яких одна з прямих сторін замінена на дугу кола. На цій підставі був розроблений єдиний високоефективний алгоритм, що вирішує найбільш трудомістку задачу процесу моделювання пробігів нейтронів між взаємодіями – знаходження точки можливого перетинання нейтронної траєкторії з поверхнею підзони.

Організація зв'язку між наборами підпрограм здійснюється в такий спосіб. У кожний набір додається "масив-кошик", призначений для зберігання параметрів траєкторій усіх частинок, що ввійшли у відповідну зону. Це дає можливість викликати набори в будь-якому, зручному для розроблювача порядку. Повернення керування в підпрограму, що виконує диспетчерські функції, відбувається тільки після того, як "масив-кошик" цілком спорожнений. При цьому параметри траєкторій всіх уцілілих у РО частинок записані в "масиви-кошики", що обслуговують сусідні зони.

З метою оптимізації розрахунків переносу нейтронів був розроблений комплекс неаналогових методів моделювання траєкторій частинок для використання його в транспортній програмі. Найбільш важливими з них є розшарування нейтронів, що стартують, за місцем старту й енергії, а також вагові вікна. Крім того, при старті нейтрона йому присвоюється одинична вага, а при реєстрації величина ваги множиться на набір коефіцієнтів відповідно до інтенсивності та спектральних характеристик джерела. Ця процедура реалізується паралельно для всіх аналізованих часових моментів кампаній реактора, протягом яких опромінюються ЗС. Також у комплекс був включений спеціально розроблений метод, названий "розщеплення по напрямках". Суть його полягає в наступному. Кожна частинка, що стартувала при народженні або розсіюванні в напрямку однієї з областей детектування, розщеплюється на дві. Пробіг однієї з них розігрується в діапазоні від місця старту до межі області детектування, а іншої – від цієї межі до нескінченності. Ваги між ними розподіляються відповідно до імовірності досягнення межі області детектування.

Процедура моделювання взаємодії в РО складається з двох етапів: підготування макроперерізів взаємодії нейтронів із матеріалами підзон РО і безпосереднього моделювання взаємодії за допомогою спеціального блока транспортної програми.

Макроконстанти для кожної підзони РО готуються окремо на підставі бібліотеки мікроконстант і даних про матеріальний склад і концентрації нуклідів, що містяться в них. Для цього використовується спосіб, що одержав назву формалізму факторів резонансного самоекранування.

При розробці алгоритму підготування макроконстант однією з головних проблем є підготування даних по параметрам розсіювання нейтронів. Ця проблема, пов'язана з недостатністю Р5-наближення при високих енергіях нейтронів, була вирішена шляхом представлення індикатриси розсіювання у вигляді суми M зважених -функцій, що дозволяє точно зберігати 2M  кутових моментів розсіювання, поданих у бібліотеці мікроконстант. Для практичної реалізації обраного підходу була розроблена процедура підбору фіксованих величин косинусів кутів розсіювання ?m та імовірностей їхнього використання pm. Ця процедура базується на рішенні задачі нелінійного програмування, яка була зведена до мінімізації функції

f(p, м) = , при умовах: |?m| = 1; 0 = pm = 1, (1)

де – точні середні значення косинусів кутів розсіювання в ступені l, що однозначно пов'язані зі значеннями кутових моментів.

Використовуючи метод циклічного покоординатного спуску в комбінації з методом золотого перерізу, зазначена задача нелінійного програмування була вирішена для всіх наявних випадків. При цьому неточності зберігання кутових моментів явно значно нижче похибок, з якими визначені величини цих моментів у бібліотеці мікроконстант.

Задача моделювання пружного розсіювання в підзонах РО зі складним матеріальним складом вирішується шляхом зважування кутових моментів у відповідності зі значеннями перерізів пружної взаємодії і концентраціями нуклідів для суміші, що знаходяться в аналізованій матеріальній підзоні. Потім визначаються єдині для всієї підзони значення ?m і pm.

Що стосується непружного розсіювання, то аналіз даних з наявної бібліотеки мікроконстант показав слабкі відмінності значень середніх косинусів кутів непружного розсіювання від 0 на нуклідах, що входять до складу підзон РО. Проте, для коректного розрахунку характеристик потоку нейтронів у місцях розташування ЗС необхідно враховувати анізотропію непружного розсіювання. Це було зроблено шляхом реалізації алгоритму -розсіювання. Мається на увазі, що з імовірністю 1- розсіювання вважається сферично ізотропним, а з імовірністю розсіювання відбувається чітко вперед (при  ) або чітко назад (при  ).

Третій розділ присвячений створенню пакета програм MCSS, призначеного для визначення величин функціоналів нейтронного потоку на ЗС у реакторі ВВЕР-1000.

На сьогоднішній день немає можливості для безпосередньої повномасштабної перевірки на макетних експериментах або на діючих енергоблоках результатів розрахунків величин функціоналів нейтронного потоку на ЗС. У зв'язку з цим була розроблена система підходів і перевірок, що дозволила звести до мінімуму можливості помилок на етапі створення програм пакета MCSS. Проте, остаточною і самою головною перевіркою є порівняння розрахункових даних з експериментальними.

Далі описується як на основі згаданої системи підходів і перевірок крок за кроком програмно реалізуються викладені в Розділі основні положення методики розрахунків переносу нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000. В результаті був створений пакет програм MCSS, загальна блок-схема якого подана на рис. .

Головною складовою пакета MCSS є транспортна програма Trans, що розраховує ММК значення групових ГПН у місцях розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000, використовуючи при цьому докладну РО (див. рис. , 3).

Програма D3mod3 розраховує параметри джерел нейтронів, використовуючи інформацію про розподіл енерговиділення і вигоряння по об'єму АКЗ. Ця інформація може бути отримана за допомогою як штатних програм для проведення експлуатаційних нейтронно-фізичних розрахунків реакторів ВВЕР-1000, так і будь-яких інших, що розраховують необхідні характеристики АКЗ.

В основі алгоритму роботи цієї програми лежить формула визначення густини нейтронів ділення в i-й області АКЗ у j-й часовий момент кампанії

, (2)

де ij – число вторинних нейтронів на один поглинений з діленням;

Eij – ефективне енерговиділення на 1 акт ділення;

qij – енерговиділення в i-й області АКЗ.

При цьому значення ij і Eij визначаються в залежності від сорту і глибини вигоряння ядерного палива, що використовується.

Крім того, D3mod3 розраховує дані про спектральний розподіл джерел нейтронів у кожний з аналізованих моментів кампаній реактора. При цьому враховуються внески: U235, U238, Pu239 і Pu241.

Програма SyconMom призначена для підготування даних про взаємодію нейтронів з речовиною кожної підзони РО на основі ядерних концентрацій нуклідів, що містяться в них, і бібліотеки мікроконстант.

Програма FluxAct розраховує диференційні та інтегральні спектри, інтегральні ГПН і флюєнси нейтронів вище заданої енергії, спектральні індекси. При необхідності визначаються величини зсувів на атом, а також швидкості реакцій активації 93Nb(n,n')93mNb, 54Fe(n,p)54Mn і 63Cu(n,)60Co і питомі активності продуктів цих реакцій активації на момент кінця опромінення.

Четвертий розділ присвячений визначенню величин функціоналів нейтронного потоку на

ЗС, що опромінюються у реакторі ВВЕР-1000, а також перевірці достовірності отриманих результатів.

Дослідження ІНП, розміщених у КЗ комплектів 1Л і 4Л, що опромінювалися в реакторах блоків № Хмельницької АЕС і № ЮУАЕС, показали, що точна орієнтація КЗ відносно АКЗ невідома. Тому було розроблено вимоги до порядку роботи з КЗ і контейнерами з опроміненими ЗС, які дозволяють визначати місце розташування кожного зразка та ампул з ІНП у реакторі. Ці вимоги вдалося частково виконати при розбиранні КЗ комплекту 2Л, який опромінювався в реакторі блока № ЮУАЕС. На підставі отриманої інформації та ряду дослідницьких розрахунків була визначена точна орієнтація КЗ щодо АКЗ.

Далі проводилася перевірка правильності роботи пакета програм MCSS шляхом порівняння розрахованих за його допомогою й отриманих експериментально даних. Результати порівняння розрахункових і виміряних питомих активностей продуктів реакції активації 63Cu(n,)60Co для ІНП із Cu подані в табл. . Крім того, були експериментально визначені величини питомих активностей продуктів реакції активації 54Fe(n,p)54Mn у зрізах металу, взятих з робочих частин ЗС. Аналогічні дані були отримані розрахунковим шляхом. Результати порівняння розрахункових і виміряних питомих активностей 54Mn подані в табл. . Дані, приведені в табл. і 2 показали, що за допомогою розробленого пакета програм MCSS можна з необхідним ступенем достовірності визначити величини функціоналів нейтронного потоку на кожний ЗС.

Нормативні документи, що діють в атомно-енергетичному комплексі України, вимагають визначення флюєнсів нейтронів на ЗС з En>0,5 МеВ (0.5). Тому для середніх частин ЗС комплекту 2Л, який опромінювався в реакторі ВВЕР-1000 блока № ЮУАЕС, були отримані значення 0.5, а також спектральних індексів (Kc), які в певній мірі характеризують спектри нейтронів, що діють на ЗС (див. табл. ).

Далі за допомогою пакета програм MCSS були визначені функціонали нейтронного потоку, що діє на зразки матеріалів КР, розташовані в каналах вигородки, і було проведено порівняння значень цих функціоналів із тими, що характеризують умови опромінення ЗС і внутрішньої поверхні корпуса ВВЕР-1000. В результаті з'ясувалося, що більшість зразків у гірляндах, розташованих у каналах вигородки, опромінюється при умовах, коли значення інтегральної ГПН практично не змінюються в аксіальному напрямку. Ці значення в місцях розташування гірлянди зразків, віддаленої на максимальну відстань від центральної осі реакторної установки, приблизно рівні 10,21012 см-2с-1, а в місцях розташування гірлянди зразків, що знаходиться на мінімальній відстані, – 231012 см-2с-1. Порівняння з даними, отриманими для КР, показує, що навіть мінімальна з цих величин майже в 250 разів перевищує максимальну на внутрішню поверхню КР. Для ЗС ця різниця менше і складає приблизно 40 разів.

Дані по Kc, отримані для зразків у каналах вигородки, показують, що величини Kc практично не залежать від їхнього місця розташування, проте по абсолютній величині вони майже в два рази перевищують Kc, отримані для ЗС і внутрішньої поверхні КР. Це говорить про те, що спектр нейтронів у каналах вигородки значно "м'якший" ніж спектри нейтронів, що діють на ЗС і внутрішню поверхню КР.

ВИСНОВКИ

В дисертації подано теоретичне узагальнення і нове вирішення науково-технічної проблеми, що полягає у визначенні умов опромінення ЗС металу корпуса у реакторі ВВЕР-1000. Для вирішення цієї проблеми була створена оригінальна сучасна методика визначення величин функціоналів нейтронного потоку, що діє на ЗС. Застосування цієї методики на діючих енергоблоках дозволило істотно підвищити достовірність даних про зміну властивостей металу КР під впливом нейтронного випромінювання. Аналіз результатів дисертаційної роботи дозволяє зробити такі висновки:

1.

Застосування розробленої методики для визначення умов опромінення ЗС у реакторі ВВЕР-1000 дозволяє усунути недоліки дозиметричного забезпечення штатної програми ЗС, що реалізується в даний час на АЕС України, і підвищити достовірність даних про зміну властивостей металу КР під впливом нейтронного випромінювання.

2.

3.

4.

5.

6.

7.

8.

9.

10.

СПИСОК ПУБЛІКАЦІЙ ПО ТЕМІ ДИСЕРТАЦІЇ

1.

2.

3.

4.

5.

6.

7.

8.

анотації

Гриценко О.В. Визначення функціоналів нейтронного потоку на зразках-свідках металу корпуса реактора ВВЕР-1000. – Рукопис.

Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук за спеціальністю 01.04.16 – фізика ядра, елементарних частинок і високих енергій. – Інститут ядерних досліджень, Київ. 2003.

Дисертація присвячена розробці методики визначення величин функціоналів нейтронного потоку на зразки-свідки в реакторі ВВЕР-1000. В роботі розвиваються методи розрахунків переносу нейтронів у складних середовищах. Для середніх частин зразків-свідків комплекту 2Л, які опромінювалися в реакторі ВВЕР-1000 блока № Южно-Української АЕС, отримані значення флюєнсів нейтронів з En>0,5 МеВ. Проведено експериментальну перевірку отриманих результатів. Показано наявність значних градієнтів нейтронного потоку по периметру та висоті контейнерних зборок. Зроблено комплексне порівняння умов опромінення зразків-свідків у реакторі ВВЕР-1000, зразків металу корпуса в каналах вигородки реактора, а також внутрішньої поверхні корпуса реактора. Зроблено висновок, що розроблена методика придатна для визначення величин функціоналів нейтронного потоку на зразки-свідки.

Ключові слова: зразки-свідки, корпус реактора, розрахунок переносу нейтронів, метод Монте-Карло, флюєнс, густина потоку нейтронів, ВВЕР-1000.

Гриценко А.В. Определение функционалов нейтронного потока на образцах-свидетелях металла корпуса реактора ВВЭР-1000. – Рукопись.

Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 01.04.16 - физика ядра, элементарных частиц и высоких энергий. – Институт ядерных исследований НАН Украины, Киев, 2003.

Диссертация посвящена разработке методики определения значений функционалов нейтронного потока на образцы-свидетели в реакторе ВВЭР-1000. В работе развиваются подходы к моделированию переноса нейтронов в сложных средах с помощью метода Монте-Карло. Разработана специальная транспортная программа, осуществляющая численное моделирование физического процесса распространения частиц. Этот процесс можно разделить на две главные составляющие: пробег нейтрона между взаимодействиями и взаимодействие с ядрами среды. Разработан единый высокоэффективный алгоритм, решающий наиболее трудоемкую задачу процесса моделирования пробегов нейтронов между взаимодействиями – нахождение точки возможного пересечения нейтронной траектории с поверхностями подзон, из которых состоит расчетная область. Она подробно имитирует элементы конструкции реактора ВВЭР-1000, располагающиеся между активной зоной и контейнерами с образцами-свидетелями. Разработан комплекс неаналоговых методов моделирования траекторий частиц для использования его в транспортной программе. Наиболее важными из них являются расслоения стартующих нейтронов по месту старта и энергии, а также весовые окна. Кроме того, в комплекс включены несколько специально разработанных методов с тем, чтобы можно было получать достаточно малые статистические погрешности результатов расчетов при приемлемых затратах расчетного времени. Решена одна из важнейших задач моделирования взаимодействия нейтронов с ядрами среды – корректная имитация упругого рассеяния для случаев, когда Р5-приближения недостаточно. Разработана система подходов и проверок, которая позволила свести к минимуму возможности ошибок на этапе создания программ пакета MCSS, предназначенного для определения значений функционалов нейтронного потока на образцы-свидетели в реакторе ВВЭР-1000. Исследованы индикаторы нейтронного потока, размещенные в контейнерных сборках комплектов 1Л и 4Л из блоков № Хмельницкой АЭС и № Южно-Украинской АЭС. В результате показано, что точная ориентация контейнерных сборок относительно активной зоны неизвестна. Разработаны требования к порядку работы с контейнерными сборками и контейнерами с облученными образцами-свидетелями, которые позволяют определять местоположение каждого образца и ампул с индикаторами нейтронного потока в реакторе. Эти требования частично выполнены при разборке контейнерных сборок комплекта 2Л реактора блока № Южно-Украинской АЭС. На основании полученной информации и ряда исследовательских расчетов определена точная ориентация контейнерных сборок относительно активной зоны. Проверена правильность работы пакета программ MCSS. Для этого проведено сравнение расчетных и измеренных удельных активностей продуктов реакции активации 63Cu(n,)60Co для индикаторов нейтронного потока из Cu. Кроме того, экспериментально определены удельные активности продуктов реакции активации 54Fe(n,p)54Mn в срезах металла, взятых из рабочих частей образцов-свидетелей. Аналогичные данные получены расчетным путем и проведено их сравнение. Показано хорошее совпадение расчетных и экспериментальных величин. Для средних частей образцов-свидетелей комплекта 2Л блока № Южно-Украинской АЭС получены значения флюенсов нейтронов с En>0,5 МэВ, а также спектральных индексов, которые до некоторой степени характеризуют спектры нейтронов, воздействующих на образцы-свидетели. Показано наличие значительных градиентов нейтронного потока по периметру и высоте контейнерных сборок. Проведено комплексное сравнение условий облучения образцов-свидетелей в реакторе ВВЭР-1000, образцов металла корпуса в каналах выгородки реактора, а также внутренней поверхности корпуса реактора. Показано наличие существенных различий в этих условиях, что необходимо учитывать при планировании экспериментов по размещению образцов металла корпуса в каналах выгородки. Делается вывод, что с помощью разработанного пакета программ MCSS можно с необходимой степенью достоверности определять значения функционалов нейтронного потока на каждый образец-свидетель.

Ключевые слова: образцы-свидетели, корпус реактора, расчет переноса нейтронов, метод Монте-Карло, флюенс, плотность потока нейтронов, ВВЭР-1000.

GrytsenkoDetermination of neutron flux functionals on surveillance specimens of WWER-1000 reactor pressure vessel metal. – Manuscript.

Thesis for a scientific degree of technical sciences by speciality 01.04.16 – physics of nucleus, elementary particles and high energy. – Institute for Nuclear Research NAS of Ukraine, Kyiv, 2003.

Dissertation is devoted to designing of methodology for determination of neutron flux functionals on surveillance specimens in WWER-1000 reactor. Neutron transport calculation methods in complicated environments is developed in the work. For middle parts of surveillance specimens of 2L set that were irradiated in WWER-1000 reactor of South-Ukraine NPP Unit the neutron fluences above 0,5 MeV are obtained. Experimental examination of obtained results is performed. Presence of essential neutron flux gradients along the perimeter and height of container assemblies is shown. The complex comparison of irradiation conditions of surveillance specimens in WWER-1000 reactor, pressure vessel metal specimens in baffle channels and inner pressure vessel surface is performed. It is concluded that the designed methodology is suitable for determination of neutron flux functionals on surveillance specimens.

Keywords: surveillance specimens, reactor pressure vessel, neutron transport calculation, Monte-Carlo method, fluence, neutron flux, WWER-1000.

Гриценко Олександр Васильович

Визначення функціоналів нейтронного потоку на зразках-свідках металу корпуса реактора ВВЕР-1000. (Автореферат дисертації на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук.)

Підписано до друку 20.03. 2003 р. Формат 60х90/16. Папір офс.

Офс. друк. Умов. друк. арк. 1,125. Тираж 100 прим. Зам. 5

_____________________________________________________________

Інститут ядерних досліджень НАН України

03680, м. Київ-28, пр. Науки, 47.