Расчетное обеспечение экспериментальных исследований на реакторе ИР-8 с использованием прецизионной программы MCU-PTR

• Автор: Песня, Юрий Егорович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2015
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 137 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
Глава 1. Верификация программы MCU-PTR и расчетной модели реактора ИР-8 для нейтронно-физических расчетов

1.1. Краткое описание реактора ИР-

1.2. Описание программы MCU-PTR

1.3. Описание базовой расчетной модели реактора

1.4. Верификация программы MCU-PTR на экспериментальных данных

физического и энергетического пусков реактора ИР-

1.4.1. Расчетное определение критичности загрузок в ходе формирования

активной зоны и отражателя при физическом пуске

1.4.2. Компьютерная реконструкция экспериментов по определению
нейтронно-физических параметров реактора при энергетическом пуске
1.5. Компьютерная реконструкция истории работы реактора ИР-
1.6. Расчетное определение эффективности РО СУЗ
1.7. Отравление реактора ИР-8 149Sm и шХе
1.8. Выводы к Главе
Глава 2. Модернизация методики расчетного сопровождения работы
реактора ИР-
2.1. Верификация модернизированной расчетной модели ТВС на расчетах
равновесных циклов работы реактора ИР-
2.2. Сравнительный анализ нейтронно-физических и теплогидравлических
характеристик загрузок реактора ИР-8, рассчитанных с помощью программ MCU-PTR/ASTRA и TDD-URAN/ASTRA
2.2.1. Краткое описание программы TDD-URAN
2.2.2. Краткое описание программы ASTRA
2.2.3. Результаты нейтронно-физических и теплогидравлических расчётов
параметров загрузки №
2.2.4. Результаты нейтронно-физических и теплогидравлических расчётов
параметров загрузки №
2.2.5. Результаты нейтронно-физических и теплогидравлических расчётов
параметров загрузки №
2.3. Выводы к Главе

Глава 3. Расчетное определение нейтронных параметров в ампульных
устройствах и экспериментальных каналах реактора ИР-
3.1. Определение характеристик нейтронных полей по оси экспериментальных
каналов активной зоны и отражателя
3.1.1. Определение характеристик нейтронных полей по оси экспериментального
канала в ТВС ячейки
3.1.2. Определение характеристик нейтронных полей по оси экспериментального
канала в бериллиевом блоке ячейки
3.2. Облучение конструкционных материалов в ампульных устройствах
сменного отражателя
3.2.1. Разработка расчетной модели ИР-8 с ампульными устройствами РИМ
3.2.2. Определение характеристик нейтронных полей в защитных блок - экранах
ячеек 6-4, 7-3 и
3.2.3. Расчетное определение флюенса быстрых нейтронов в ампульном
устройстве РИМ 64-2А
3.3. Расчетное определение характеристик полей нейтронов в активной зоне и
отражателе реактора
3.4. Выводы к Главе
Глава 4. Расчетные оценки флюенса быстрых нейтронов для проведения исследований по определению остаточного ресурса конструктивных элементов реактора ИР-
4.1. Расчетный анализ плотностей потоков нейтронов и флюенса в опорной
решётке
4.2. Расчетный анализ плотностей потоков нейтронов и флюенса на донышках
ГЭКов
4.2.1. Флюенс быстрых нейтронов на донышках ГЭК на 10.12.1
4.2.2. Флюенс быстрых нейтронов на донышках ГЭК на 01.04.2011 и его
консервативный прогноз
4.3. Расчетный анализ плотности потока нейтронов и флюенса в сменном
бериллиевом отражателе
4.4. Расчетный анализ плотности потока нейтронов и флюенса в стационарном
бериллиевом отражателе, корпусе и баке реактора
4.5. Выводы к Главе
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА

ВВЕДЕНИЕ
Актуальность
Нейтронный исследовательский комплекс на базе реактора ИР-8 Курчатовского института предназначен для проведения фундаментальных и прикладных исследований в области ядерной физики, физики твердого тела, радиационного материаловедения, физики наносистем и наноструктур, радиобиологии и биофизики.
На реакторе ИР-8 создана исследовательская облучательная база с использованием вертикальных каналов в активной зоне и в отражателе реактора, которая позволяет проводить большой объем облучения конструкционных материалов, осуществлять исследования топлива, проводить исследования по разработке методов и технологий получения радиоизотопов для медицинских целей. На базе горизонтальных экспериментальных каналов осуществляются фундаментальные и прикладные исследования в области физики твердого тела, ядерной физики, радиационного материаловедения, исследования в области наноматериалов, радиоактивных и облученных материалов, ядерной медицины и др.
Обеспечение эффективной и безопасной эксплуатации ядерных установок является одной из важнейших задач, стоящих перед современной прикладной наукой.
Как известно нейтронно-физические расчеты являются общепризнанным инструментом обоснования параметров исследовательских ядерных реакторов. Использование программных средств (ПС) позволяет оперативно решать следующие задачи: проводить вариантный расчетный анализ для формирования активных зон и выбора загрузок топлива, минимизировать запас реактивности, оптимизировать использование топлива, а также прогнозировать и определять условия реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов и ТВС, условий облучения образцов в ампульных устройствах (АУ) и т.д. Для исследовательских реакторов, использующих ТВС типа ИРТ-ЗМ, актуальными представляются исследования, связанные как с разработкой расчетных трехмерных моделей, использующих современное константное обеспечение и методы решения, так и с адаптацией этих моделей к особенностям конкретного реактора и верификацией их на основе сопоставления с экспериментальными данными.

Рис. 1.30. Картограмма загрузки активной зоны и отражателя. Шаг