Развитие технологий расчетной поддержки эксплуатации и проектных решений по конверсии на низкообогащенное урановое топливо для исследовательских реакторов

• Автор: Радаев, Александр Иванович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2015
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 174 с. : ил.

Содержание
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. Обзор литературы
ГЛАВА 2. Обоснование выбора параметров специализированных
прецизионных моделей
2Л. Постановка задачи
2.2. Выбор оптимального пространственного разбиения при расчете распределения энерговыделения
2.2.1. Оптимальный размер расчетной ячейки с максимальным энерговыделением
2.3. Выбор оптимального пространственного разбиения при расчете распределения выгорания
2.4. Выбор шага по времени при расчёте выгорания
2.5. Методика задания изотопного состава выгоревшего топлива для прецизионной модели на основе данных о выгорании урана-
2.6. Оценка вклада плутония в энерговыделение и удельный расход урана-235 для ВОУ и НОУ топлива
2.7. Модель выгорания поглощающего стержня
2.8. Выводы к главе
ГЛАВА 3 Верификация программ нейтронно-физического расчета. Тестовые задачи
3.1. Модели и программы
3.2. Описание тестовой задачи
3.3. Результаты расчета
3.3.1. Расчет стационарных нейтронно-физических характеристик
3.3.2. Расчет процесса выгорания
3.4. Основные результаты расчета тестовых задач
3.5. Выводы к главе

ГЛАВА 4. Разработка специализированных прецизионных моделей исследовательских реакторов для обоснования конверсии на использование
НОУ топлива и обоснования безопасности
4Л. Расчеты реактора ИРТ МИФИ
4Л. 1 Обоснование перевода реактора ИРТ МИФИ на уран-молибденовое НОУ
топливо. Расчет референтных загрузок
4.1.2 Верификация МСТЗ-РТР. для расчета ИРТ МИФИ с ВОУ топливом
4.2. Обоснование перевода реактора ВВР-К на НОУ топливо
4.3. Обоснование перевода реактора МАРИЯ на НОУ топливо
4.4. Выводы к главе
Заключение
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
Приложение А Акты о внедрении результатов работы
Приложение Б Описание ТВС ИРТ-ЗМ

ВВЕДЕНИЕ
Актуальность работы. Исследовательские ядерные реакторы (ИР) являются важной составляющей ядерного комплекса России и широко используются для исследований в фундаментальной физике, материаловедческих исследованиях, для производства радиоизотопов и медикобиологических облучений.
В настоящее время в России проводится «целенаправленная переоценка уровней безопасности исследовательских ядерных реакторов в свете событий, которые произошли на АЭС Фукусима» в соответствии с «Программой целевой оценки безопасности исследовательских ядерных установок в Российской Федерации (стресс-тесты)». Одной из актуальных научно-технических проблем применительно к исследовательским реакторам также является обоснование конверсии (перевода) с высокообогащенного уранового (ВОУ) топлива на низкообогащенное урановое (НОУ) топливо. Задачи, связанные как с обоснованием безопасности, так и с конверсией на использование НОУ топлива, требуют совершенствования технологий расчетной поддержки исследовательских реакторов. В частности, необходима разработка специализированных прецизионных расчетных моделей индивидуально для каждого конкретного реактора, позволяющих проводить многовариантные нейтронно-физические расчеты с приемлемой точностью за разумное время.
Таким образом, разработка и верификация прецизионных расчетных моделей, основанных на программах расчета методом Монте-Карло и отвечающих современным требованиям по точности и быстродействию, для исследовательских реакторов бассейнового типа является актуальной задачей.
Цель работы. Разработка и верификация специализированных прецизионных расчетных моделей исследовательских реакторов на основе использования программ, реализующих метод Монте-Карло, для обоснования конверсии на использование низкообогащенного топлива и обоснования безопасности.

применением этой программы. Для этой цели она была аттестована [24]. Программа МСЫР также была применена и аттестована для расчетов реактора ВВР-М, эксплуатируемого в ПИЯФ [25], [26].
Наблюдается тенденция объединения МСЫР с кодами выгорания. Наиболее известной до недавнего времени связкой МСЫР с программой расчета являлась программа МОЫТЕВиКЫБ, объединяющая МСЫР5 и (ЖЮЕЫ2 [27]. Последняя версия семейства программ МСЫР - МСЫРХ [28] имеет собственный блок выгорания, и в настоящее время часто используется для расчета зарубежных ИР. Например, МСЫРХ используется для расчетной поддержки и обоснования конверсии реакторов ЫВ8Я (Брукхейвенская национальная лаборатория, США) [29] и В112 (Бельгия) [30].
До появления МСЫРХ с возможностью расчета выгорания были разработаны такие коды как МСОБЕ [31],[32] и МОС11Р [33].
Программы, объединяющие МСЫР с кодом для расчета выгорания, продолжают появляться до настоящего времени. Таким примером является недавно разработанный код ВиСАЫ [34]. Программа дает возможность рассчитывать все выходные функционалы Монте-Карловского кода МСЫР5. ВиСАЫ использует метод Рунге-Кутта четвертого порядка со схемой предиктор-корректор, как объединённого метода для определения состава топлива на необходимой стадии выгорания. Валидация ВЕГСАЫ была проведена с помощью сравнения с кодами, использующими различные методики расчета выгорания. Во-первых, проведено сравнение с СА8МО-4 -детерминистским многогрупповым двумерным транспортным кодом. Во-вторых — сравнение с кодами МССЮЕ и МОС11Р, являющимися связками МСЫР+СЖЮЕЫ. Эти коды используют различные алгоритмы для решения системы уравнений выгорания. Собственные значения и изотопные концентрации сравнивались для двух Р’ШСбенчмарков с урановым и ториевым топливом при холодных (300 К) и горячих ( 900 К) условиях.