Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива
Приведены полученные с помощью расчетного комплекса SCALE-4.4 результаты расчетной оценки влияния технологических допусков изготовления и неопределенности исходных данных по геометрическому и материальному составу элементов тепловыделяющей сборки (ТВС) ВВЭР-1000 на результаты расчета критичности яде...
Gespeichert in:
| Datum: | 2015 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russian |
| Veröffentlicht: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2015
|
| Schriftenreihe: | Ядерна та радіаційна безпека |
| Online Zugang: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/105000 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива / Е.И. Белодед, Ю.П. Ковбасенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2015. — № 3. — С. 13-17. — Бібліогр.: 4 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-105000 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-1050002016-08-05T03:02:17Z Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива Белодед, Е.И. Ковбасенко, Ю.П. Приведены полученные с помощью расчетного комплекса SCALE-4.4 результаты расчетной оценки влияния технологических допусков изготовления и неопределенности исходных данных по геометрическому и материальному составу элементов тепловыделяющей сборки (ТВС) ВВЭР-1000 на результаты расчета критичности ядерного топлива. Определена наиболее консервативная совокупность параметров в пределах производственной погрешности с точки зрения влияния на размножающие свойства топливной системы. Проанализирована зависимость размножающих свойств от температуры материалов ТВС. Наведено отримані за допомогою розрахункового комплексу SCALE-4.4 результати розрахункової оцінки впливу технологічних допусків на виготовлення та невизначеності вихідних даних з геометричного й матеріального складу елементів тепловидільної збірки (ТВЗ) ВВЕР-1000 на результати розрахунку критичності ядерного палива. Визначено найбільш консервативну сукупність параметрів у межах виробничої похибки з точки зору впливу на розмножувальні властивості паливної системи. Проаналізовано залежність розмножувальних властивостей від температури матеріалів ТВЗ. The paper presents parameters calculated with SCALE-4.4 code to assess impact of fabrication tolerances and uncertainty of input data on geometrical and material composition of VVER-1000 fuel assembly (FA) elements on results of nuclear fuel criticality analysis. The most conservative set of parameters within the process error has been identified in terms of effect on fuel multiplication properties. The dependence of multiplication properties on FA material temperature has been analyzed. 2015 Article Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива / Е.И. Белодед, Ю.П. Ковбасенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2015. — № 3. — С. 13-17. — Бібліогр.: 4 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/105000 621.039.5:681.3 ru Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Russian |
| description |
Приведены полученные с помощью расчетного комплекса SCALE-4.4 результаты расчетной оценки влияния технологических допусков изготовления и неопределенности исходных данных по геометрическому и материальному составу элементов тепловыделяющей сборки (ТВС) ВВЭР-1000 на результаты расчета критичности ядерного топлива. Определена наиболее консервативная совокупность параметров в пределах производственной погрешности с точки зрения влияния на размножающие свойства топливной системы. Проанализирована зависимость размножающих свойств от температуры материалов ТВС. |
| format |
Article |
| author |
Белодед, Е.И. Ковбасенко, Ю.П. |
| spellingShingle |
Белодед, Е.И. Ковбасенко, Ю.П. Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива Ядерна та радіаційна безпека |
| author_facet |
Белодед, Е.И. Ковбасенко, Ю.П. |
| author_sort |
Белодед, Е.И. |
| title |
Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива |
| title_short |
Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива |
| title_full |
Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива |
| title_fullStr |
Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива |
| title_full_unstemmed |
Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива |
| title_sort |
оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива |
| publisher |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| publishDate |
2015 |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/105000 |
| citation_txt |
Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива / Е.И. Белодед, Ю.П. Ковбасенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2015. — № 3. — С. 13-17. — Бібліогр.: 4 назв. — рос. |
| series |
Ядерна та радіаційна безпека |
| work_keys_str_mv |
AT belodedei ocenkavliâniâneopredelennostivishodnyhdannyhnarezulʹtatyanalizakritičnostiâdernogotopliva AT kovbasenkoûp ocenkavliâniâneopredelennostivishodnyhdannyhnarezulʹtatyanalizakritičnostiâdernogotopliva |
| first_indexed |
2025-07-07T16:11:18Z |
| last_indexed |
2025-07-07T16:11:18Z |
| _version_ |
1837005200889479168 |
| fulltext |
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 3(67).2015 13
УДК 621.039.5:681.3
Е. И. Белодед, Ю. П. Ковбасенко
Государственный научно-технический центр по ядерной
и радиационной безопасности, г. Киев, Украина
Оценка влияния
неопределенности
в исходных данных
на результаты
анализа критичности
ядерного топлива
Приведены полученные с помощью расчетного комплекса
SCALE-4.4 результаты расчетной оценки влияния технологических
допусков изготовления и неопределенности исходных данных по гео-
метрическому и материальному составу элементов тепловыделя-
ющей сборки (ТВС) ВВЭР-1000 на результаты расчета критичности
ядерного топлива. Определена наиболее консервативная совокуп-
ность параметров в пределах производственной погрешности с точки
зрения влияния на размножающие свойства топливной системы.
Проанализирована зависимость размножающих свойств от темпера-
туры материалов ТВС.
К л ю ч е в ы е с л о в а: неопределенность, ВВЭР-1000, коэффици-
ент размножения нейтронов, критичность, SCALE.
Є. І. Білодід, П. Ковбасенко
Оцінка впливу невизначеності у вихідних даних на ре-
зультати аналізу критичності ядерного палива
Наведено отримані за допомогою розрахункового комплексу
SCALE-4.4 результати розрахункової оцінки впливу технологічних
допусків на виготовлення та невизначеності вихідних даних з гео-
метричного й матеріального складу елементів тепловидільної збірки
(ТВЗ) ВВЕР-1000 на результати розрахунку критичності ядерного пали-
ва. Визначено найбільш консервативну сукупність параметрів у межах
виробничої похибки з точки зору впливу на розмножувальні властивості
паливної системи. Проаналізовано залежність розмножувальних вла-
стивостей від температури матеріалів ТВЗ.
К л ю ч о в і с л о в а: невизначеність, ВВЕР-1000, коефіцієнт роз-
множення нейтронів, критичність, SCALE.
© Е. И. Белодед, Ю. П. Ковбасенко, 2015
П
ри численном моделировании систем хране-
ния и транспортировки ядерного топлива су-
ществуют неопределенности в значениях ряда
моделируемых параметров. Как правило, к та-
ким параметрам относятся геометрические ха-
рактеристики, материальный состав отдельных элементов
и условия эксплуатации систем.
В настоящей работе проанализированы неопределен-
ности, связанные с наличием технологических допусков
при изготовлении тепловыделяющих сборок (ТВС) и воз-
можными колебаниями температуры окружающей среды
при их хранении. Согласно нормативным требованиям
в области ядерной безопасности, все неопределенности
должны учитываться с применением консервативного
подхода, т. е. из возможного диапазона параметров необ-
ходимо выбирать такие их значения, которые приводят
к наибольшему значению эффективного коэффициента
размножения нейтронов системы. Из этого требования
вытекает необходимость оценки консервативности прини-
маемых допущений при выполнении нейтронно-физиче-
ских расчетов.
Приведенные в статье результаты получены при по-
мощи расчетного комплекса SCALE-4.4a [1].
Исходные данные
ТВС реакторов ВВЭР-1000 состоит из 312 тепловы-
деляющих элементов длиной 3,84 м и диаметром 9,1 мм
каждый. Твэлы реакторов ВВЭР имеют оболочку, изго-
товленную из сплава Zr-Nb (1 %), и компонуются в мас-
сив с треугольной решеткой с шагом 12,75 мм. В качестве
ядерного топлива используются таблетки из UO2 с цен-
тральным отверстием диаметром 2,4 мм. Помимо твэлов
в состав ТВС ВВЭР-1000 входят 18 направляющих кана-
лов из нержавеющей стали с внешним диаметром 12,6 мм
и толщиной стенки 0,8 мм, в которые вводятся стержни
системы управления и защиты (СУЗ) или стержни выго-
рающего поглотителя. В центре топливной кассеты распо-
ложена центральная труба из циркониевого сплава, пред-
назначенная для фиксации дистанционирующих решеток
и размещения внутриреакторных датчиков.
Основные параметры ТВС ВВЭР-1000 [2]
Топливный стержень
Высота топливного столба (горячего) . . . 3530 мм
Таблетка . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . UO2
Внешний радиус . . . . . . . . . . . . . . . . . . 0,3765 см
Диаметр центрального
отверстия таблетки . . . . . . . . . . . . . . . . 2,4 мм
Оболочка топливного стержня
Внутренний радиус . . . . . . . . . . . . . . . . 0,386 см
Внешний радиус . . . . . . . . . . . . . . . . . . 0,455 см
Плотность . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6,45157 г/см3
Состав (в весовых процентах) . . . . . . . . Zr (98,97 %),
Nb (1 %),
Hf (0,03 %)
Центральная труба
Внутренний радиус . . . . . . . . . . . . . . . . 0,48 см
Внешний радиус . . . . . . . . . . . . . . . . . . 0,56 см
Плотность . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6,45157 г/cм3
Состав (в весовых процентах) . . . . . . . . Zr (98,97 %),
Nb (1 %),
Hf (0,03 %)
14 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 3(67).2015
Е. И. Белодед, Ю. П. Ковбасенко
Направляющий канал
Внутренний радиус . . . . . . . . . . . . . . . . 0,55 см
Внешний радиус . . . . . . . . . . . . . . . . . . 0,63 см
Плотность . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7,9 г/cм3
Состав (в весовых процентах) . . . . . . . . . Сталь (Fe — 69,5 %,
Cr — 18 %,
Ni — 11 %,
Mn — 1,5 %)
ТВС
Тип . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Шестигранная
решетка
Шаг решетки. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12,75 мм
Количество элементов в решетке. . . . . . 331
Количество топливных стержней . . . . . 312
Количество поглощающих
элементов/стержней
с выгорающим поглотителем. . . . . . . . . 18
Масса топлива (UO2). . . . . . . . . . . . . . . 455,52 кг
Обогащение по 235U . . . . . . . . . . . . . . . 1,6; 2,0; 3,0; 3,3;
3,6; 4,23, 4,4 %
Описание программы и расчетной модели,
использованных в расчетах критичности
Описание программного комплекса. Расчеты критич-
ности, результаты которых использованы в данной работе,
проводились с использованием монте-карловского кода
KENO-VI из программного комплекса SCALE 4.4a [1].
Программный комплекс SCALE разработан в Ок-
Риджской Национальной лаборатории США по заказу
Комиссии по ядерному регулированию США (US NRC).
Целью разработки данной системы кодов был анализ
критичности, радиационной безопасности, теплопере-
дачи и выгорания. Начиная с первого выпуска SCALE
в 1980 году, этот пакет программ постоянно используется
многими организациями как в США, так и во всем мире
для моделирования систем обращения со свежим и отра-
ботавшим топливом.
Наиболее полно вопрос применимости пакета SCALE-
4.4а и его библиотек нейтронно-физических констант
для расчета критичности систем хранения и транспорти-
ровки топлива реакторов ВВЭР рассмотрен в [3]. Расчеты,
в соответствии с результатами работы [3], проводились
с использованием стандартной 44-групповой библио-
теки нейтронно-физических констант пакета, основанной
на файлах оцененных данных ENDF/B-V, которая при хо-
рошей корреляции расчетных и экспериментальных дан-
ных дает некоторое завышение расчетных значений ко-
эффициента размножения нейтронов kэфф по сравнению
с экспериментальными данными.
Описание условий расчетов. Расчеты проводились
для модели, представляющей собой бесконечную во всех
направлениях решетку ТВС реактора ВВЭР-1000 за счет
использования на границах ТВС граничных условий зер-
кального отражения. При этом в горизонтальном (по-
перечном) направлении шаг размещения ТВС выбирался
равным шагу расположения ТВС в реакторе и составлял
23,6 см. Результаты расчетов представлены в виде kэфф±3σ,
где σ — статистическая погрешность определения kэфф ме-
тодом Монте-Карло, что соответствует доверительному ин-
тервалу в 99 %.
ТВС моделировались потвэльно и в полную высоту.
Размещение элементов ТВС, их геометрия и материаль-
ный состав соответствовали кассете ВВЭР-1000 [2]. Столб
топливных таблеток внутри оболочки твэла моделиро-
вался в виде сплошного уранового стержня с централь-
ным отверстием. Эффективная плотность этого стержня
определялась исходя из общей массы топлива в кассете.
Для упрощения модели концевые элементы ТВС и дистан-
ционирующие решетки замещались водой.
Если не указано другое, все элементы кассеты модели-
ровались при комнатной температуре (20 ºС). Плотность
воды принималась равной 1 г/см3, количество поколений
нейтронов — равным 4000, количество нейтронов в поко-
лении — 5000, т. е. общее количество историй составляет
20 млн. Это количество историй нейтронов является до-
статочным для обеспечения статистической погрешно-
сти определения коэффициента размножения нейтронов
методом Монте-Карло σ(kэфф) ≈ 0,0001. Анализ результа-
тов проводился по величине абсолютного отклонения Δ
от выбранного базового значения.
Результаты анализа
Оценка влияния неопределенности в исходных данных
на результаты анализа критичности реактора. При расчетах
приходится сталкиваться, в одном случае, с ситуацией, ко-
гда некоторые исходные данные по материальному составу,
геометрическим характеристикам, условиям эксплуатации
ТВС неизвестны или не определены достаточно достоверно.
В другом случае, любой технологический процесс, в том
числе и производство ТВС, имеет свои допуски при изго-
товлении, которые, согласно [4], необходимо учитывать
при анализе ядерной безопасности. В обоих случаях задача
состоит в выборе консервативных параметров модели ТВС.
Для анализа влияния допусков при изготовлении были
приняты следующие исходные данные:
Внутренний диаметр оболочки твэла . . . 7,72+0.08 мм
Диаметр центрального отверстия
в топливной таблетке . . . . . . . . . . . . . . 2,4+0.2 мм
Наружный диаметр оболочки твэла . . . 9,1+0.08
–0.05 мм
Наружный диаметр
топливной таблетки . . . . . . . . . . . . . . . 7,53–0.04 мм
Загрузка UO2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 455±4,5 кг
Результаты и описание расчетов сведены в табл. 1.
В базовой конфигурации ТВС выбраны номинальные
геометрические параметры, за исключением обогащения
топлива, принятого в консервативную сторону и не изме-
няемого в данном анализе.
Заметим, что о влиянии рассматриваемого параметра
на kэфф может идти речь только при разности величин,
большей 3σ (σ — статистическая погрешность определе-
ния рассматриваемой характеристики). Это связано с тем,
что при нормальном распределении какой-либо характе-
ристики вероятность попадания истинного значения в ин-
тервал ±3σ составляет 99,73 %.
В конфигурациях 2.1 и 2.2 (см. табл. 1) исследовалось
влияние нейтронно-физических свойств материала обо-
лочки твэлов на размножающие свойства ТВС за счет
уменьшения толщины стенки оболочки (конфигурация 2.1)
или уменьшения количества замедлителя между твэлами
вследствие уменьшения проходного сечения (конфигура-
ция 2.2). При этом внутренний диаметр оболочки твэлов
изменялся на величину технологического допуска в сторону
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 3(67).2015 15
Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива
увеличения. Таким образом, в первом случае анализиро-
валось влияние нейтронно-физических свойств оболочки
твэлов на k∞ в случае ее утонения, во втором случае — уве-
личение перекрытия твэлов друг другом и, как следствие,
уменьшение замедления в теплоносителе и ужесточение
спектра. Как видно из полученных результатов (табл. 1), уто-
нение оболочки твэлов ведет к увеличению k∞, а увеличение
наружного диаметра оболочки твэлов — к его снижению.
Как известно, процесс взаимодействия нейтронов с то-
пливной композицией характеризуется эффектом само-
экранирования (преимущественного поглощения тепловых
нейтронов поверхностными слоями твэлов). При нали-
чии центрального отверстия в топливной таблетке эф-
фект самоэкранирования может присутствовать как на ее
внешней границе, так и на внутренней. Оценить баланс
процессов экранирования и поглощения в топливном
стержне при изменении внутреннего и наружного диамет-
ров топливной таблетки позволяют конфигурации 3 и 6.
Плотность топлива оставалась такой же, как и в базовой
конфигурации (конфигурации 3.1, 6.1), либо пересчиты-
валась согласно новым геометрическим характеристикам
топливного стержня (конфигурации 3.2, 6.2). Полученные
результаты свидетельствуют о двукратном преобладании
влияния изменения диаметра осевого отверстия твэлов
над влиянием изменения наружного диаметра твэлов.
При этом увеличение внутреннего отверстия твэлов при-
водит к увеличению k∞.
Помимо процессов поглощения и замедления нейтро-
нов, происходящих в оболочке твэлов, большое влияние
на размножающие свойства ядерного топлива оказывает
количество замедлителя между твэлами. Изменение коли-
чества замедлителя между твэлами смещает спектр нейтро-
нов в область более высоких или низких энергий, что при-
водит в рассматриваемой системе к изменению количества
актов деления. Конфигурации 4 и 5 дают возможность
оценить влияние толщины оболочки твэла с изменени-
ем количества теплоносителя между твэлами. Как видно
из приведенных в табл. 1 результатов, увеличение наруж-
ного диаметра оболочки твэлов приводит к снижению k∞
и, наоборот, его уменьшение ведет к пропорциональному
увеличению размножающих свойств топлива.
Конфигурации 1, 7 и 8 демонстрируют влияние консер-
вативности в оценке массы топлива в ТВС. Согласно резуль-
татам расчетов, влияние отклонения массы топлива в пре-
делах 1 % от номинального значения на размножающие
свойства рассматриваемой расчетной системы отсутствует.
Таблица 1. Влияние геометрических допусков на размножающие свойства бесконечной решетки ТВС
Расчетная конфигурация kэфф±3σ Δ
1. Базовая конфигурация:
плотность топлива 10,44 г/см3; обогащение 4,45 %;
расчет без стержней СУЗ;
центральная трубка — Zr+1 %Nb;
направляющие каналы — сталь 08X18H10T;
масса топлива в ТВС 455,52 + 4,5 = 460,02 кг;
зеркальные граничные условия
1,4540 ± 0,0003 —
2. Внутренний диаметр оболочки твэла 7,72 + 0,08 = 7,8 мм:
2.1. Наружный диаметр не меняется 1,4549 ± 0,0003 0,0009
2.2. Наружный диаметр оболочки твэла 9,1 + 0,08 = 9,18 мм, т. е. сохраняется толщина
стенки
1,4532 ± 0,0003 –0,0008
3. Диаметр центрального отверстия в топливной таблетке 2,4 + 0,2 = 2,6 мм:
3.1. Плотность топлива остается такой же, как в базовой конфигурации 1,4553 ± 0,0003 0,0013
3.2. Плотность топлива пересчитывается с сохранением общей массы топлива в ТВС 1,4550 ± 0,0003 0,0010
4. Наружный диаметр оболочки твэла 9,1 + 0,08 = 9,18 мм 1,4519 ± 0,0003 –0,0021
5. Наружный диаметр оболочки твэла 9,1 – 0,05 = 9,05 мм 1,4553 ± 0,0003 0,0013
6. Наружный диаметр топливной таблетки 7,53 – 0,04 = 7,49 мм
6.1. Плотность топлива остается такой же, как в базовой конфигурации 1,4545 ± 0,0003 0,0005
6.2. Плотность топлива пересчитывается с сохранением общей массы топлива в ТВС 1,4543 ± 0,0003 0,0003
7. Масса топлива в ТВС 455,52 кг 1,4543 ± 0,0003 0,0003
8. Масса топлива в ТВС 455,52 – 4,5 = 450,5 кг 1,4543 ± 0,0003 0,0003
9. Наиболее консервативная конфигурация:
диаметр осевого отверстия в топливной таблетке 2,4+0,2=2,6 мм;
внутренний диаметр оболочки твэла 7,72+0,08=7,8 мм;
наружный диаметр оболочки твэла 9,1–0,05=9,05 мм;
наружный диаметр топливной таблетки 7,53…7,49 мм;
плотность топлива такая же, как в базовой конфигурации
1,4577 ± 0,0003 0,0037
16 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 3(67).2015
Е. И. Белодед, Ю. П. Ковбасенко
Как видно из расчета наиболее консервативной конфи-
гурации (сочетающей изменение всех рассмотренных па-
раметров в сторону увеличения размножающих свойств)
по вариантам 1—8, относительное изменение коэффици-
ента размножения нейтронов составило 0,25 %.
Аналогичные расчеты проведены для одиночной кор-
зины хранения ВКХ-ВВЭР хранилища отработавшего ядер-
ного топлива сухого типа на Запорожской АЭС (табл. 2).
Как видно из представленных результатов, при консер-
вативном учете погрешностей максимальное относительное
отклонение эффективного коэффициента размножения
нейтронов составляет 0,29 % и незначительно отличается
от полученного в табл. 1 значения для бесконечной ре-
шетки (0,25 %).
Оценка влияния условий моделирования на результаты ана-
лиза критичности реактора. Выполняя оценку ядерной без-
опасности при составлении модели размножающей среды,
необходимо руководствоваться принципом консерватизма.
Это относится, в частности, к температуре материалов ТВС.
Сравнение размножающих свойств бесконечной решетки
ТВС при изменении физической характеристики топлива
и замедлителя представлено в табл. 3.
Таблица 2. Влияние геометрических допусков при изготовлении элементов ТВС на размножающие свойства контейнера хранения ОТВС
Расчетная конфигурация kэфф±3σ Δ
1. Базовая конфигурация:
плотность топлива 10,44 г/см3; обогащение 4,45 %;
расчет без стержней СУЗ;
центральная трубка — Zr + 1 % Nb;
направляющие каналы — сталь 08X18H10T;
масса топлива в ТВС 455,52 + 4,5 = 460,02 кг;
зеркальные граничные условия
1,0006 ± 0,0003 —
2. Внутренний диаметр оболочки твэла 7,72 + 0,08 = 7,8 мм:
2.1. Наружный диаметр не меняется 1,0010 ± 0,0003 0,0004
2.2. Наружный диаметр оболочки твэла 9,1 + 0,08 = 9,18 мм, т. е. сохраняется толщина
стенки
0,9976 ± 0,0003 –0,0030
3. Диаметр центрального отверстия в топливной таблетке 2,4 + 0,2 = 2,6 мм:
3.1. Плотность топлива остается такой же, как в базовой конфигурации 0,9982 ± 0,0003 –0,0024
3.2. Плотность топлива пересчитывается с сохранением общей массы топлива в ТВС 1,0013 ± 0,0003 0,0007
4. Наружный диаметр оболочки твэла 9,1 + 0,08 = 9,18 мм 0,9972 ± 0,0003 –0,0034
5. Наружный диаметр оболочки твэла 9,1 – 0,05 = 9,05 мм 1,0026 ± 0,0003 0,0020
6. Наружный диаметр топливной таблетки 7,53 – 0,04 = 7,49 мм:
6.1. Плотность топлива остается такой же, как в базовой конфигурации 0,9991 ± 0,0003 –0,0015
6.2. Плотность топлива пересчитывается с сохранением общей массы топлива в ТВС 1,0006 ± 0,0003 0,0000
7. Масса топлива в ТВС 455,52 кг 0,9991 ± 0,0003 –0,0015
8. Масса топлива в ТВС 455,52 – 4,5 = 450,5 кг 0,9976 ± 0,0003 –0,0030
9. Наиболее консервативная конфигурация:
внутренний диаметр осевого отверстия в топливной таблетке 2,4 + 0,2 = 2,6 мм;
наружный диаметр топливной таблетки 7,53 – 0,04 = 7,49 мм;
внутренний диаметр оболочки твэла 7,72 + 0,08 = 7,8 мм;
наружный диаметр оболочки твэла 9,1 – 0,05 = 9,05 мм;
плотность топлива пересчитывается с сохранением общей массы топлива в ТВС
1,0035 ± 0,0003 0,0029
Таблица 3. Влияние температуры элементов ТВС
Расчетная конфигурация kэфф±3σ Δ
Базовая конфигурация:
плотность топлива 10,44 г/см3; обогащение 4,45 %;
расчет без учета поглощающего материала стержней СУЗ;
зеркальные граничные условия
1,4540 ± 0,0003 –
Повышение температуры замедлителя на 100 °С без изменения плотности 1,4532 ± 0,0003 –0,0008
Повышение температуры топлива на 100 °С без изменения плотности 1,4496 ± 0,0003 –0,0044
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 3(67).2015 17
Оценка влияния неопределенности в исходных данных на результаты анализа критичности ядерного топлива
Из полученных результатов следует, что изменение
температуры топлива оказывает значительно большее
влияние на результаты расчета коэффициента размноже-
ния нейтронов, чем изменение температуры замедлителя.
Выводы
В статье рассмотрено влияние технологических допус-
ков и неопределенности исходных данных по геометри-
ческому и материальному составу элементов ТВС на ее
размножающие свойства. Определена наиболее консер-
вативная совокупность параметров в пределах производ-
ственной погрешности с точки зрения влияния на раз-
множающие свойства топливной системы:
диаметр внутреннего отверстия в топливной таблетке
(сильное влияние);
внутренний диаметр оболочки твэла (сильное влияние);
наружный диаметр оболочки твэла (слабое влияние);
масса (плотность) топлива (сильное влияние).
В целом можно отметить, что рассмотренные изме-
нения проектных значений приводят к незначительному
изменению размножающих свойств как бесконечной ре-
шетки ТВС, так и системы хранения ОТВС (не более 0,3 %
kэфф).
Анализ зависимости размножающих свойств бесконеч-
ной решетки ТВС от температуры материалов ТВС пока-
зывает большее влияние изменения температуры топлива
на коэффициент размножения нейтронов, чем такое же
повышение температуры замедлителя (без учета измене-
ния плотности материалов).
Список использованной литературы
1. SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized
Computer Analysis for Licensing Evaluation. NUREG/CR-0200 Revi-
sion 6. RNL/NUREG/CSD-2/V2/R6.
2. Комплекс кассет ВВЭР-1000 (тип В-302, В-320, В-338). Ка-
таложное описание : У 0401.04.00.000 ДКО-ЛУ / ОАО «НЗКХ». —
Новосибирск, 2003. — 47 с.
3. NUREG/CR-6736, PNNL-13694. Validation of SCALE Se-
quence CSAS26 for Criticality Safety Analysis of VVER and RBMK
Fuel Designs / Y. Kovbasenko, V. Khalimonchuk, A. Kuchin, Y. Bi-
lodid, M. Yeremenko, O. Dudka. — Washington : U.S.NRC, 2002. —
325 p.
4. Правила безопасности при хранении и транспорти-
ровке ядерного топлива на объектах атомной энергетики :
ПНАЭГ-14–029-91 : утв. Постановлением Госпроматомнадзора
СССР от 31.10.1991 № 12 ; введ. в действие с 01.07.1992. — М.
ЦНИИатоминформ, 1992. — 21 с.
References
1. SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized
Computer Analysis for Licensing Evaluation. NUREG/CR-0200
Revision 6. RNL/NUREG/CSD-2/V2/R6.
2. Set of Fuel Assemblies for VVER-1000 (V-302, V-320, V-338).
Catalogue Number: U 0401.04.00.000 DKO-LU, Novosibirsk Chemical
Concentrates Plant, Novosibirsk, 2003. — 47 p.
3. Kovbasenko, Yu., Khalimonchuk, V., Kuchin, A., Bilodid, Ye.,
Yeremenko, M., Dudka, O. (2002), NUREG/CR-6736, PNNL-13694.
Validation of SCALE Sequence CSAS26 for Criticality Safety Analysis
of VVER and RBMK Fuel Designs, Washington, U.S.NRC, 325 p.
4. “Safety Rules for Storage and Transport of Nuclear Fuel at
Nuclear Facilities”, PNAEG-14–029-91 [Pravila bezopasnosti pri
khranenii i transportirovke yadernogo topliva na obiektakh atomnoi
energetiki], approved by Ordinance of USSR Gospromatomnadzor No.
12 dated 31 October 1991, put into force on 01 July 1992, Moscow,
CNEEAtomInform, 1992, 29 p. (Rus)
Получено 25.06.2015.
|