| //Росатом/ ВНИИЭФ |
|
|
Выпуск 3/2013АННОТАЦИИ:УДК 621.039 КРИТИЧЕСКИЕ ЭКСПЕРИМЕНТЫ НА СБОРКАХ С МЕТАЛЛИЧЕСКИМ ПЛУТОНИЕМ, ВЫПОЛНЕННЫЕ В РФЯЦ-ВНИИЭФ / С. В. Воронцов, М. И. Кувшинов // С. 3 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Представлен краткий обзор методики проведения экспериментов в РФЯЦ-ВНИИЭФ по изучению характеристик размножения нейтронов и критических масс сборок, содержащих металлические делящиеся материалы. Эксперименты проводились на созданном во ВНИИЭФ специальном стенде ФКБН (физический котел на быстрых нейтронах). Приведены результаты измерений критических масс сборок из плутония в α- и δ-фазах с различным изотопным составом, выполненных в РФЯЦ-ВНИИЭФ М. И. Кувшиновым, А. А. Малинкиным, Б. Д. Сциборским, В. А. Давиденко, В. П. Егоровым в 1956–1965 гг. Были изучены размножающие характеристики и критические параметры около 200 сборок, содержащих в активной зоне металлический плутоний. В качестве отражателей в составе сборок использовано более 30 материалов, наиболее широко применяемых в технике. Полученные результаты служат основой для решения задач по ядерной критической безопасности. На основании экспериментальных данных разработаны и внедрены в промышленность защищающие контейнеры для хранения и транспортировки ДМ. Часть полученных данных включена в Международный справочник по ядерной безопасности и информационный материал МАГАТЭ (рис. 5, табл. 12, список лит. – 5 назв.). Ключевые слова: металлические делящиеся материалы, коэффициент умножения нейтронов, реактивность, критическая масса, плутоний в α- и δ-фазах, обогащенный уран, изотопный состав, критический стенд ФКБН, ядерная безопасность, активная зона, отражатель, защищающий контейнер, верификация ядерных констант. УДК 621.039.52 РАСШИРЕННОЕ ВОСПРОИЗВОДСТВО 233U В ТОРИЙ-УРАНОВОМ ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ В РЕАКТОРАХ ТИПА ВВЭР С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ТЯЖЕЛОЙ ВОДЫ / В. Е. Маршалкин, В. М. Повышев // С. 12 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Предложен способ обеспечения оптимальной нейтронной кинетики и эффективного изотопного преобразования в 233U–232Th оксидном топливе водо-водяного реактора с изменяющимся составом (D2О; Н2О) воды, обеспечивающий расширенное воспроизводство изотопов 233U, 235U и характеризующийся сравнительно простой реализацией. Как показано, возможность расширенного воспроизводства изотопов урана 233U + 235U в торий-урановом (232Th–233U) оксидном топливе реакторов типа PWR (ВВЭР) обеспечивается нейтронно-ядерными свойствами 233U,232Th и уникальной способностью воды, используемой в качестве замедлителя и теплоносителя, менять энергетическое распределение нейтронов путем изменения своего состава в процессе работы реактора (рис. 5, табл. 12, список лит. – 5 назв.). Ключевые слова: кинетика реакторов, водо-водяные реакторы с легкой водой, водо-водяные реакторы с тяжелой водой, водо-водяные реакторы со смесью легкой и тяжелой воды, оксидное ядерное топливо, расширенное воспроизводство топлива. УДК 621.039.14 ИСТОКИ НЕТОЧНОСТЕЙ В РЕАКТИВНОСТИ, ОПРЕДЕЛЯЕМОЙ С ПОМОЩЬЮ ОБРАЩЕННОГО РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЙ КИНЕТИКИ / В. Ф. Колесов // С. 30 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Выполнен анализ причин неточностей в реактивности, определяемой с помощью методики под названием «Обращенное решение уравнений кинетики (ОРУК)». Показано, что в методике ОРУК разным этапам процедуры измерений соответствует своя форма пространственно-энергетического и углового распределения плотности потока нейтронов. Деформации формы распределения потока влекут за собой изменения эффективной интенсивности источника и эффективности регистрации нейтронов детектором и, как следствие, приводят к ошибкам в экспериментально определяемой реактивности. В практике применения ОРУК указанные ошибки в какой-то мере нейтрализуются путем введения зависимых от измеряемой реактивности подгоночных нейтронных источников и фонов или даже путем привлечения так называемых «новых» решений уравнений кинетики. В статье доказана ошибочность этих решений. На примерах работ зарубежных авторов продемонстрированы физически обоснованные приемы обработки экспериментальных данных в методике ОРУК, а также в методике умножения нейтронов источника, отмеченной теми же, что и ОРУК, исходными неточностями результатов (рис. 8, табл. 2, список лит. - 22 назв.). Ключевые слова: реактор, критическая сборка, реактивность, уравнения точечной кинетики, обращенное решение уравнений кинетики, методики измерения реактивности, пространственное распределение потока нейтронов. УДК 621.378.33 ЛАЗЕРЫ С ЯДЕРНОЙ НАКАЧКОЙ – УСТРОЙСТВА С ПРЯМЫМ ПРЕОБРАЗОВАНИЕМ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ В ЛАЗЕРНОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ / А. М. Воинов, В. Н. Кривоносов, С. П. Мельников, А. А. Пикулев, А. Н. Сизов, А. А. Синянский // С. 46 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Рассматриваются основные этапы и результаты работ, направленных на исследование лазеров с ядерной накачкой, а также на разработку и создание ядерно-лазерных устройств с прямым преобразованием ядерной энергии в лазерное излучение. Основное внимание уделяется исследованиям, выполненным во ВНИИЭФ, с использованием импульсных реакторов (рис. 9, табл. 4, список лит. – 19 назв.). Ключевые слова: газовый лазер, активная среда, плазменные процессы, механизм генерации, ядерная накачка, реактор-лазер, импульсный реактор. УДК 621.019.039.571:539.1.084 СПЕКТРАЛЬНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ГАММА-ПОЛЕЙ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ВНИИЭФ / А. С. Кошелев, В. Х. Хоружий // С. 65 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» С использованием методики решения методом Монте-Карло связанных линейных уравнений переноса нейтронов, гамма-квантов, электронов и позитронов в 23-групповом энергетическом формате определены спектральные представления γ-составляющей 37 полей излучений реакторных установок ВНИИЭФ (БР-К1, БР-1М, ГИР-2, БИГР), сформированных как их собственными γ-квантами, так и γ-квантами нейтронных взаимодействий с материалами специализированных n-γ-транс-формеров и фоновыми γ-квантами бетонных оболочек реакторных залов. Приводимые результаты включают в себя спектры единичного флюенса для мгновенных и запаздывающих γ-квантов, средние энергии и соотношение указанных компонентов, поглощенные дозы для шести материалов дозиметрического и прикладного назначения в нормировке на поглощенную дозу в материале дозиметра ДТС (рис. 11, табл. 13, список лит. – 14 назв.). Ключевые слова: мгновенные гамма-кванты, запаздывающие гамма-кванты, флюенс гамма-квантов, спектр флюенса, средняя энергия спектра, относительные поглощенные дозы. УДК 621.039.51 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ И РАСЧЕТНЫЕ ПАРАМЕТРЫ СФЕРИЧЕСКИХ КРИТИЧЕСКИХ СБОРОК С АКТИВНОЙ ЗОНОЙ ИЗ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО ПЛУТОНИЯ (239Pu (98 %)) В δ-ФАЗЕ И ОТРАЖАТЕЛЯМИ ИЗ ДЮРАЛЮМИНИЯ, СВИНЦА И ВОЛЬФРАМА / В. Н. Богданов, С. В. Воронцов, Э. А. Гуменных, А. А. Девяткин, А. А. Кайгородов, М. И. Кувшинов, А. В. Панин, С. В. Финогеев, В. Х. Хоружий // С. 83 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Представлены результаты тестовых (benchmark) критических экспериментов, выполненных на установке ФКБН-2М, со сферическими сборками с активной зоной из металлического плутония в δ-фазе и отражателями из дюралюминия, свинца и вольфрама. Определены критические (kэф = 1) параметры (геометрическая форма и размеры) для заданного нуклидного состава материалов активной зоны и отражателя. Экспериментальные погрешности определения kэф = 1 составили: ?kэф = ±0,0022, Δkэф = ±0,0016 и Δkэф = ±0,0015 для сборок с отражателем из дюралюминия, свинца и вольфрама соответственно. Это примерно соответствует погрешности определения критической массы плутония в исследуемых сборках Δm/m ~ ± 0,1 %. Значения kэф для исследованных критических сборок были также вычислены с использованием метода Монте-Карло и различных библиотек ядерных данных: ENDF/B-7, БАС, JENDL 3.3, JEF-3, CENDL-2. Сравнение расчетных данных для исследованных в настоящей работе сборок с отражателями из дюралюминия и свинца с расчетными данными для аналогичных сборок, представленных в справочнике [1], показало, что проведенные уточняющие эксперименты позволили добиться лучшей взаимосогласованности результатов, полученных расчетным и экспериментальным путями для сборки с отражателем из дюралюминия. Для сборки с отражателем из свинца критические параметры практически совпадают с полученными нами ранее данными. Для критической сборки с отражателем из вольфрама наилучшее согласие расчетов с экспериментом обеспечивают константы библиотеки ENDF/B-7. Представленные в статье данные могут быть рекомендованы для включения в Международный справочник по тестовым (benchmark) критическим сборкам ICSBEP (рис. 5, табл. 10, список лит. – 5 назв.). Ключевые слова: критическая сборка, активная зона, плутоний, отражатель, дюралюминий, свинец, вольфрам, тестовые параметры, коэффициент размножения нейтронов, метод Монте-Карло, ядерные данные, библиотеки ENDF/B-7, БАС, JENDL 3.3, JEF-3, CENDL-2. УДК 621.039.53 НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ ПРОЕКТИРОВАНИЯ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ ИМПУЛЬСНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ / И. А. Никитин // С. 94 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Приводится описание режимов генерирования импульса делений на апериодическом импульсном реакторе и рассматривается назначение рабочих органов. Представлены основные требования по обеспечению ядерной безопасности, предъявляемые к исполнительным механизмам на стадии проектирования, и общие требования к ним при эксплуатации. В зависимости от функционального назначения рабочего органа обсуждаются подходы к определению технических параметров исполнительного механизма и его принципиальной схемы. Показано, что эти подходы можно использовать на стадии проектирования исполнительных механизмов импульсного ядерного реактора (рис. 3, список лит. – 13 назв.). Ключевые слова: импульсный ядерный реактор, рабочий орган, реактивность, привод, исполнительный механизм, скорость, точность позиционирования. УДК 621.039.514 ФОРМИРОВАНИЕ ИМПУЛЬСА ДЕЛЕНИЙ НА МГНОВЕННЫХ НЕЙТРОНАХ РЕАКТОРА БР-1М В УСЛОВИЯХ ВЫСОКОЙ СТАРТОВОЙ МОЩНОСТИ / А. С. Кошелев, В. Х. Хоружий // С. 102 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» В рамках расчетно-теоретической модели, в которой используемые уравнения кинетики реактора ориентированы на наличие внешнего источника нейтронов, рассмотрены особенности формирования импульсов делений на мгновенных нейтронах в реакторе с существенно инерционным гашением реактивности при их генерировании с инициирующего (стартового) уровня мощности ~2·1020 дел. АЗ/с. Расчеты выполнены на примере реактора БР-1М с максимально разрешенными импульсами. Полученные расчетные данные сравниваются с подходящими для сопоставления экспериментальными данными, полученными в совместных пусках реактора БР-1М и ускорителя ЛИУ-30 (рис. 11, табл. 3, список лит. – 7 назв.). Ключевые слова: реактор БР-1М, импульс делений на мгновенных нейтронах, стартовая мощность, параметры импульса делений. УДК 621.039 О ПОСТРОЕНИИ СХЕМЫ РАСЧЕТА СТАЦИОНАРНОГО СОСТОЯНИЯ РЕАКТОРА ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ МЕТОДОВ СТАТИСТИЧЕСКОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ / Д. Г. Модестов // С. 112 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ», г. Снежинск В первом приближении расчет стационарных характеристик активной зоны при фиксированном ядерном составе может быть сведен к совместному расчету нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, который состоит в итерационном согласовании указанных характеристик. При этом наиболее точным методом из применяемых для расчета нейтронно-физических характеристик представляется метод статистического моделирования. Однако его результат представляет выборочное значение некоторой случайной величины и потому неудобен при построении итерационной процедуры. Также в случае использования этого метода с постоянной статистикой наблюдается занижение расчетного энерговыделения в наиболее энергонапряженной части установки. Для исключения этих факторов предлагается использовать метод с возрастающей статистикой на итерациях. Другим вопросом, возникающим при построении итерационной процедуры, является сходимость итераций. Здесь рассматриваются примеры расчетов активной зоны реактора ВВЭР-1000 и на их основе определяются значения параметров, обеспечивающих сходимость (рис. 9, список лит. – 8 назв.). Ключевые слова: методы статистического моделирования, методы Монте-Карло, численные методы, метод простой итерации, ВВЭР-1000, нейтронно-физические характеристики, теплогидравлические характеристики. УДК 621.039 АДАПТИВНАЯ СХЕМА РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЙ ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА С ОЦЕНКОЙ РАВНОВЕСНОЙ КОНЦЕНТРАЦИИ КОРОТКОЖИВУЩИХ ЯДЕР / Д. Г. Модестов // С. 120 ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ», г. Снежинск При расчете пространственного распределения изменения компонентов ядерного топлива с большими временными шагами, в некоторых случаях возникают нефизичные колебания энерговыделения, связанные с большими погрешностями определения концентраций короткоживущих ядер. Этот эффект, в первую очередь, характерен для расчетов тепловых реакторов, где он связан с возможностью существования ксеноновых колебаний. Для его подавления можно применять способ, который заключается в пренебрежении быстротекущими процессами и использовании равновесных концентраций при расчете нейтронно-физических характеристик системы. В работе приводится алгоритм оценки этих концентраций, построенная с его использованием схема решения уравнений выгорания топлива, а также результаты ряда методических расчетов, подтверждающих применимость этого алгоритма при решении практических задач (рис. 7, табл. 2, список лит. – 11 назв.). Ключевые слова: ядерный состав, выгорание топлива, задача Коши, численные методы, схема интегрирования, интегральное многообразие, сингулярное возмущение. УДК 621.039.534 РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ С ГОРИЗОНТАЛЬНЫМИ ПАРОГЕНЕРАТОРАМИ / А. В. Безносов, О. О. Новожилова, А. А. Молодцов, М. В. Ярмонов, П. А. Боков, А. В. Назаров // С. 131 НГТУ им. Р. Е. Алексеева, г. Нижний Новгород Проведен анализ применения горизонтальных парогенераторов в реакторных установках со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителями. Как следует из экспериментальных и расчетно-теоретических исследований, установки с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями, оснащенные горизонтальными парогенераторами, обладают большими достоинствами. В частности, в таких установках уменьшено гидравлическое сопротивление реакторного контура, увеличен процент естественной циркуляции в контуре и повышена безопасность реактора при аварийном разрушении элементов парогенератора (рис. 1, список лит. – 4 назв.). Ключевые слова: реактор на быстрых нейтронах, горизонтальный парогенератор, свинцовый теплоноситель, межконтурная неплотность ПГ. УДК 621.039 ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПРОГРАММЫ МУЗА ДЛЯ РАСЧЕТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТОВ В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРАХ / А. В. Алексеев // С. 135 ОАО ГНЦ НИИАР, г. Дмитровград-10 Ульяновской обл. Приводится описание моделей математической программы МУЗА, применяемой в теплогидравлических расчетах твэлов, испытываемых в исследовательских реакторах, а также в задачах сравнения экспериментальных и расчетных результатов для твэлов ВВЭР. МУЗА – это интегральная программа, имеющая много моделей для расчета топливных элементов и базу данных по свойствам материалов. Температура элементов в программе определяется в одно- или двумерном приближении с учетом различных распределений удельного энерговыделения по объему в динамике. Оценены погрешности расчетов температуры применительно к твэлам ВВЭР с выгоранием 50–60 МВт·сут/кгU (табл. 3, рис. 7, список лит. – 7 назв.). Ключевые слова: расчет, эксперимент, твэл, ВВЭР, исследовательский реактор, математическая программа МУЗА. |