Расчетный анализ нейтронно-физических характеристик МБИР и обоснование его экспериментальных возможностей

• Автор: Родина, Елена Александровна
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2013
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 139 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
Общая характеристика работы
ВВЕДЕНИЕ
Глава 1. Задачи проектирования, требующие разработки расчетных моделей нейтронно-физических процессов
11 Задача формирования компоновки активной зоны
^ 2 Задача обоснования функционально-технических возможностей
проектируемого быстрого исследовательского реактора
I ^ Задача моделирования изотопной кинетики, технологии
перегрузок и равновесной кампании
1.4 Задача обоснования структуры и размещения ВРХ
1.5 Задача инженерной оптимизации наработки радионуклидов
Глава 2. Программные средства, используемые для расчетного обеспечения проектирования быстрого исследовательского реактора
? ^ Краткий обзор ПС, пригодных для моделирования
исследовательских быстрых реакторов
2.2 Выбор ПС для проектных исследований РУ МБИР
Глава 3. Разработка расчетных моделей
3.1 Задача формирования компоновки активной зоны
^ 2 Задача обоснования функционально-технических возможностей
проектируемого быстрого исследовательского реактора
^ ^ Задача моделирования изотопной кинетики, технологии
перегрузок и равновесной кампании
3.4 Задача обоснования структуры и размещения ВРХ
3.5 Задача инженерной оптимизации наработки радионуклидов
Глава 4. Результаты расчетных исследований. Рекомендации
4.1 Задача формирования компоновки активной зоны
^ 2 Задача обоснования функционально-технических возможностей
проектируемого быстрого исследовательского реактора
^ 2 Задача моделирования изотопной кинетики, технологии
перегрузок и равновесной кампании
4.4 Задача обоснования структуры и размещения ВРХ
4.5 Задача инженерной оптимизации наработки радионуклидов Ю
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ
ПРИЛОЖЕНИЕ. Копия акта о внедрении
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Общая характеристика работы
Актуальность работы
Исследовательские реакторы среди объектов использования атомной энергии занимают особое место. Их основное назначение - радиационные испытания перспективных видов топлива, конструкционных материалов, реакторные испытания твэлов, ТВС, пэлов, других элементов активной зоны, испытания новых типов оборудования, различных технологических систем, освоение технологий производства радиоизотопной продукции различного назначения, наработка модифицированных материалов, проведение
прикладных и медицинских исследований с использованием реакторных излучений.
Основные этапы проектирования активной зоны быстрого исследовательского реактора связаны с проведением нейтронно-физических расчетов, направленных на решение таких задач, как формирование компоновки активной зоны с большим количеством экспериментальных устройств, обоснование физико-технических возможностей реактора,
моделирование технологии перегрузок с учетом нейтронно-физических особенностей реактора и др.
Решение такого рода задач возможно только на основе проведения комплексных оптимизационных расчетных исследований. На стадии оценочных расчетов, как правило, достаточно использовать так называемые инженерные программные средства, основанные на приближённых моделях нейтронно-физических процессов. Повышение требований к точности
нейтронно-физических расчетов при оценке локальных характеристик приводит к необходимости использования прецизионных кодов, основанных на методе Монте-Карло. При целенаправленном использовании различных
программных средств обеспечивается возможность достижения, с одной стороны, высокой точности расчетов, а с другой стороны приемлемого для практики быстродействия при получении нейтронно-физических

характеристик. Поэтому создание эффективной системы расчетного моделирования для решения широкого круга задач, поставленных при проектировании исследовательской установки, является актуальной задачей.
Цели и задачи диссертационной работы
Основной целью работы является разработка и расчетное обоснование компоновки активной зоны многоцелевого быстрого исследовательского реактора (МБИР), отвечающей исходным требованиям, обладающей заданным уровнем функциональности и высоким исследовательским потенциалом.
Для достижения поставленной цели автором были созданы расчетные модели, обоснован выбор программных средств и разработан ряд дополнительных и вспомогательных программ для анализа, передачи и обработки данных, получаемых в ходе нейтронно-физических расчетов, с помощью которых решались следующие базовые задачи:
- формирование компоновки активной зоны быстрого исследовательского реактора;
- обоснование функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора;
моделирование изотопной кинетики, технологии перегрузок и равновесной кампании;
- обоснование структуры и защиты внутриреакторного хранилища;
- инженерная оптимизация наработки радионуклидов.
Научная новизна работы обусловлена новым объектом исследований, для которого:
• впервые для исследовательской установки с быстрым реактором выполнен весь необходимый для проектирования комплекс нейтроннофизических исследований по формированию активной зоны реакторной установки от анализа исходных требований и ограничений до расчета

ядерных констант для расчёта радионуклидного состава в различные моменты времени после облучения нейтронами, а также библиотеки активационных сечений и данных о распадах ядер [64-67].
Основное содержание входных файлов включает нейтронный спектр, библиотеку сечений нейтронных реакций и реакций с заряженными частицами, библиотеку распадов и собственно файл поставленной задачи. Р1БРАСТ сворачивает библиотеку сечений по введенному нейтронному спектру, иначе говоря, происходит усреднение сечений по энергии с заданным нейтронным спектром в качестве весовой функции. Образованные таким образом одногрупповые сечения подставляются в систему уравнений выгорания с заданным интегральным нейтронным потоком. Спектр нейтронов и интегральный поток нейтронов рассчитывается по МС№ или МС11.
Программа Р18РАСТ решает систему дифференциальных уравнений, описывающих кинетику концентраций различных нуклидов в процессе облучения данного материала в нейтронном поле. В общем случае система дифференциальных уравнений имеет вид:
~ = -»А + ч<р) + Л,(Ау + а:<р) + 5,;
где N1— количество атомов нуклида г в момент времени ?; А,— постоянная распада нуклида г, с-1;Ау —постоянная распада нуклида у в нуклид с-1; о,— полное сечение реакции на нуклиде г, см2; нуклида у, см2; ц> — поток нейтронов, н-см“2-с_|;5,— полный выход нуклида г в реакциях деления;^— выход нуклида / в реакции деления на нуклиде к.
Система уравнений, дополненная начальными значениями концентраций всех нуклидов, представляет собой задачу Коши, которая решается методом Сайдела [68]. Он является разновидностью метода Эйлера и использует приближение первого порядка в разложении экспоненциальной функции на