Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS

Обосновывается важность проблемы анализа чувствительности расчетных кодов к определению флюенса нейтронов на корпус реактора. Предложены методологические подходы для такого анализа на модели расчетного кода DORT. Приведен пример расчета при реализации консервативного набора исходных параметров....

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2011
Автори:	Яновский, С.Э., Еременко, М.Л., Овдиенко, Ю.Н.
Формат:	Стаття
Мова:	Russian
Опубліковано:	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2011
Назва видання:	Ядерна та радіаційна безпека
Онлайн доступ:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97434
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS / С.Э. Яновский, М.Л. Еременко, Ю.Н. Овдиенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 38-43. — Бібліогр.: 16 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-97434
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-974342016-03-29T03:03:28Z Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS Яновский, С.Э. Еременко, М.Л. Овдиенко, Ю.Н. Обосновывается важность проблемы анализа чувствительности расчетных кодов к определению флюенса нейтронов на корпус реактора. Предложены методологические подходы для такого анализа на модели расчетного кода DORT. Приведен пример расчета при реализации консервативного набора исходных параметров. Обґрунтовується важливість проблеми аналізу чутливості розрахункових кодів до визначення флюєнсу нейтронів на корпус реактора. Запропоновано методологічні підходи для такого аналізу на моделі розрахункового коду DORT. Наведено приклад розрахунку з консервативними значеннями параметрів. 2011 Article Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS / С.Э. Яновский, М.Л. Еременко, Ю.Н. Овдиенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 38-43. — Бібліогр.: 16 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97434 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	Обосновывается важность проблемы анализа чувствительности расчетных кодов к определению флюенса нейтронов на корпус реактора. Предложены методологические подходы для такого анализа на модели расчетного кода DORT. Приведен пример расчета при реализации консервативного набора исходных параметров.
format	Article
author	Яновский, С.Э. Еременко, М.Л. Овдиенко, Ю.Н.
spellingShingle	Яновский, С.Э. Еременко, М.Л. Овдиенко, Ю.Н. Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS Ядерна та радіаційна безпека
author_facet	Яновский, С.Э. Еременко, М.Л. Овдиенко, Ю.Н.
author_sort	Яновский, С.Э.
title	Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS
title_short	Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS
title_full	Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS
title_fullStr	Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS
title_full_unstemmed	Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS
title_sort	разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ввэр на базе комплекса кодов doors
publisher	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
publishDate	2011
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97434
citation_txt	Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS / С.Э. Яновский, М.Л. Еременко, Ю.Н. Овдиенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 38-43. — Бібліогр.: 16 назв. — рос.
series	Ядерна та радіаційна безпека
work_keys_str_mv	AT ânovskijsé razrabotkapodhodovkanalizučuvstvitelʹnostimodelirasčetaflûensanejtronovnakorpusareaktorovvvérnabazekompleksakodovdoors AT eremenkoml razrabotkapodhodovkanalizučuvstvitelʹnostimodelirasčetaflûensanejtronovnakorpusareaktorovvvérnabazekompleksakodovdoors AT ovdienkoûn razrabotkapodhodovkanalizučuvstvitelʹnostimodelirasčetaflûensanejtronovnakorpusareaktorovvvérnabazekompleksakodovdoors
first_indexed	2025-07-07T05:00:20Z
last_indexed	2025-07-07T05:00:20Z
_version_	1836962990159560704
fulltext	38 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 В Украине Национальной атомной энергокомпани- ей «Энергоатом», Кабинетом Министров Украи- ны четко определена стратегия развития атомной энергетики. Важнейшая составляющая данной стратегии — продление срока эксплуатации АЭС на основе оценки и продления ресурса энергоблока. В свою очередь, ресурс энергоблока практически полностью оп- ределяется ресурсом корпуса реактора, который подвер- жен сильному радиационному излучению и, как следствие этого, — охрупчиванию. Поэтому задача точной оценки флюенса нейтронов на корпус реактора актуальна в рамках эксплуатации АЭС. Политикой и стратегией Государственного научно-тех- нического центра по ядерной и радиационной безопасно- сти (далее — ГНТЦ ЯРБ) при выполнении технических экспертиз по заказу регулирующего органа Украины яв- ляется всестороннее использование независимых расчет- ных оценок и независимых расчетных кодов при анализе документации и выработке обоснованного решения [15]. Аналогичный подход используется и при экспертизе доку- ментации по вопросам накопленного флюенса нейтронов на корпус реактора. Специалисты ГНТЦ ЯРБ выполняют большой объем работ по созданию соответствующей ме- тодики. Описание расчетной методики. В ГНТЦ ЯРБ для оценки флюенса используется расчетный комплекс DOORS [1], широко применяющийся в мировой практике. Чтобы рас- считать поток нейтронов, для построения модели необхо- димо большое количество входящих данных, влияющих на результат. В целом достоверность расчета с помощью этого кода определяется точностью и степенью детализа- ции модели. В нормативных документах США [2] приведены рекомен- дации к расчетным кодам для определения флюенса, кото- рые определяют два основных метода расчета: метод Монте- Карло и метод дискретных ординат [10]. В Европейской программе для продления ресурса корпусов реакторов VERLIFE [3] сформулированы требования к обязательно- му проведению анализа чувствительности расчетных кодов и моделей, применяемых для определения флюенса. Целью данной работы является разработка подходов для анализа чувствительности к определению флюенса нейтронов на корпус реактора относительно входящих па- раметров (данных). Для достижения поставленной цели необходимы: выбор исходных параметров, относительно которых проводится анализ чувствительности; обоснование рамок (диапазонов) изменения этих пара- метров; разработка методики моделирования этих измене- ний в методике ГНТЦ ЯРБ, основанной на комплексе DOORS. Методика расчета флюенса, разработанная в ГНТЦ ЯРБ, с помощью комплекса DOORS описывается схемой, показанной на рис. 1. Остановимся подробнее на этой схеме расчета. BUGLE-96 [1] — библиотека сечений для 46 групп ней- тронов, используемая для решения задач дозиметрии кор- пусов реакторов водо-водяного типа. С помощью про- граммы GIP [1] генерируется непосредственно рабочая библиотека, содержащая нейтронно-физические характери- стики материалов расчетной модели. С помощью программ HELIOS [4] или CASMO [5] (в сотрудничестве с TUV) подготавливаются (рассчитываются) малогрупповые кон- УДК 621.039.5:681.3 С. Э. Яновский, М. Л. Еременко, Ю. Н. Овдиенко Государственный научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности, г. Киев, Украина Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS Обосновывается важность проблемы анализа чувствитель- ности расчетных кодов к определению флюенса нейтронов на корпус реактора. Предложены методологические подходы для такого анализа на модели расчетного кода DOR�. ПриведенDOR�. Приведен. Приведен пример расчета при реализации консервативного набора ис- ходных параметров. К л ю ч е в ы е с л о в а: ВВЭР, ТВС, активная зона, нейтронно- физические расчеты, анализ безопасности, флюенс, анализ чувствительности расчетных кодов. С. Е. Яновський, М. Л. Єременко, Ю. М. Овдієнко Розробка підходів до аналізу чутливості моделі розра- хунку флюєнсу нейтронів на корпус реактора ВВЕР-1000 на базі комплексу кодів DOORS Обґрунтовується важливість проблеми аналізу чутливості розрахункових кодів до визначення флюєнсу нейтронів на кор- пус реактора. Запропоновано методологічні підходи для такого аналізу на моделі розрахункового коду DOR�. Наведено при- клад розрахунку з консервативними значеннями параметрів. К л ю ч о в і с л о в а: ВВЕР, ТВЗ, активна зона, нейтронно- фізичні розрахунки, аналіз безпеки, флюенс, аналіз чутливості розрахункових кодів. © С. Э. Яновский, М. Л. Еременко, Ю. Н. Овдиенко, 2011 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 39 Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР станты для программы DYN3D [6]. Программа DYN3D решает двухгрупповое уравнение диффузии нодальным ме- тодом, и результатом этого расчета является распределение покассетного энерговыделения, после чего с помощью про- граммы DERAB [12], [13] расчет производится потвэльно. На окончательной стадии расчета источников используется специально разработанная в ГНТЦ ЯРБ программа SOR [14], которая формирует файлы с источниками для трех ви- дов расчета основной программой DORT. Программа DORT использует для расчета модели, основанные на дискретном описании геометрии. В этом случае сечение описываемой геометрии представляется в виде сетки. Каждой расчет- ной ячейке сетки присваивается свой тип материала со- гласно чертежу. Естественно, чем мельче наложенная сетка, тем ближе к реальной закладываемая для расчета модель. Результаты расчета распределения потоков по объему явля- ются синтезом трех видов расчета, описанных ниже, кото- рые осуществляют с помощью программы DOTSYN (входит в комплекс DOORS). Для расчета распределения потока по объему в программе DOTSYN применяется соотношение ( , ) ( , )( , , ) ( ) F R F R ZF R Z F R Θ ⋅ Θ = , где F(R, Θ) — распределение, полученное в результате расчета в R-Θ-геометрии (цилиндрическая система коор- динат, в горизонтальной плоскости); F(R, Z ) — распреде- ление, полученное в результате расчета в R-Z-геометрии (Декартова система координат, в вертикальной плоскости); F(R) — одномерный расчет в R-геометрии. Подход для получения трехмерного распределения по- тока нейтронов путем синтеза решений трех этих расчетов является общепринятым. В Украине на данный момент эксплуатируются два типа реакторов ВВЭР, а именно ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Реакторы ВВЭР-440 эксплуатируются на энергоблоках № 1 и № 2 Ровенской АЭС, и между этими двумя реакторами существует различие в конструкции активной зоны: на блоке № 1 в активной зоне реактора, с целью снижения флюенса на корпус, на периферии установлены кассеты- экраны. Поэтому модель DORT для ВВЭР-440 разраба- тывалась в двух вариантах — соответственно для блоков № 1 и № 2 РАЭС. Далее рассмотрим особенности моделей реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, а также подходы к ана- лизу чувствительности с учетом особенности конструкций этих реакторов. Расчетная модель ВВЭР-1000 представляет собой 60°-й сектор симметрии реактора (рис. 2). Дискретизация расчетной сетки для модели следующая. Шаг расчетных узлов сетки в направлении по радиусу — от 1 до 10 мм, шаг в направлении Z — от 3 мм до 1 см, Рис. 1. Схема расчета потока нейтронов в DOORS Рис. 2. Схема 60°-го сектора симметрии реактора с корпусом, внутрикорпусными устройствами (ВКУ), тепловой и биологической защитой: 1 — активная зона; 2 — выгородка; 3 — шахта; 4 — опускная камера; 5 — корпус; 6 — воздушный зазор; 7 — тепловая защита; 8 — бетон (биологическая защита) 40 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 С. Э. Яновский, М. Л. Еременко, Ю. Н. Овдиенко дискретизация по углу — с шагом 0,1°. Размеры интерва- лов (расчетных ячеек) соответствуют всем требованиям, представленным разработчиком расчетного кода [1]. Источники нейтронов для выполнения расчетов при анализе чувствительности выбираются исходя из того, что реактор должен находиться на номинальной мощно- сти (поскольку в таком режиме энергоблок работает боль- шую часть времени), а загрузка активной зоны в кампании должна быть близка к стационарной загрузке для конкрет- ного типа используемого топлива. Расчеты проводятся для нейтронов с энергией более 0,5 МэВ для 26 групп. Библиотека нейтронных сечений — BUGGLE-96, разработанная для реакторов PWR, близких по конструкции и спектру нейтронов к реакторам типа ВВЭР. Параметры исходной модели: внутренний радиус кор- пуса — проектный, равен 206,8 см; содержание железа во внутрикорпусных устройствах — 68,465 %, остальных нуклидов — согласно ГОСТ [9]; положение кассет в актив- ной зоне определено проектными размерами; температура воды в опускном участке — 289 °С; содержание борной кислоты в теплоносителе — 3 г/кг. Параметры точности расчета в основном определены в соответствии с рекомен- дациями разработчиков [1]: критерий схождения потоков при итерациях — 5∙10–4; точность расчета источников (шаг интегрирования) — 1 мм; полиномиальное разложение библиотеки — три члена; степень угловой дискретизации рассеяния нейтрона — 8 (S8). Расчетная модель ВВЭР-440 по характеристикам расчет- ной сетки аналогична ВВЭР-1000. Сектора 60°-й симметрии ВВЭР-440 блоков № 1 и № 2 РАЭС показаны на рис. 3. Исходная модель расчета имеет следующие пара- метры: внутренний радиус корпуса — проектный, равен 177,10 см; содержание железа во внутрикорпусных устрой- ствах — 68,465 %, остальных нуклидов — согласно ГОСТ [9]; положение кассет в активной зоне определено проект- ными размерами; температура воды в опускном участке — 267 °С; содержание борной кислоты в теплоносителе —3 г/кг. Параметры точности расчета в модели DORT [1] для ре- актора ВВЭР-440 имеют значения, аналогичные модели ВВЭР-1000. Отличается только шаг интегрирования при расчете источников, который в модели ВВЭР-440 равен 2 мм [14]. Модели для блоков № 1 и № 2 РАЭС в программе DORT отличаются тем, что периферийные кассеты-экраны для блока № 1 задаются другим материалом в расчетной модели из рабочей библиотеки, подготовленной для обоих блоков. Геометрические характеристики расчетного сек- тора остаются неизменными. Обоснование перечня изменяемых параметров для прове- дения анализа чувствительности. Для определения влияния каждого из параметров на расчетное значение флюенса необходимо провести ряд расчетов с поочередным измене- нием каждого из исследуемых параметров в рамках возмож- ного (прогнозируемого) интервала и сравнить полученные результаты с базовой моделью. Базируясь на технической документации об эксплуа- тации энергоблоков украинских АЭС с реакторами типа ВВЭР, для исследования были выбраны следующие пара- метры, влияющие на поток нейтронов: производственный допуск на изменение радиуса корпуса; сдвиг кассет в результате искривления (сдвиг перифе- рийной кассеты и сдвиг всех кассет вместе); изменение температуры воды в опускном участке; изменение концентрации борной кислоты в теплоно- сителе; содержание железа во внутрикорпусных устройствах. Изменения приведенных параметров как входящих данных для расчета обусловлено реальными изменения- ми в системе реактора. Но на расчетные значения также влияют параметры самой модели, заложенной при расчете, такие как: критерий схождения значений потоков при итерациях; шаг расчетной сетки; точность расчета источников; полиномиальное разложение библиотеки нейтронных сечений; угловая дискретизация рассеяния нейтронов; влияние детализации описания конструкции кассет- экранов (ВВЭР-440, блок № 1 РАЭС). Реализация в расчетной модели. Для расчетов по каждому из перечисленных выше параметров изменения в модели Рис. 3. Схема 60°-го сектора симметрии реактора ВВЭР-440 с корпусом и внутрикорпусными устройствами: а — для блока № 1; б — для блока № 2; 1 — корпус; 2 — шахта; 3 — корзина; 4 — гранчатый пояс; 5 — сегмент; 6 — труба системы контроля нейтронного потока; 7 — опускная камера а б Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 41 Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР расчета касаются разных элементов схемы (см. рис. 1) и ре- ализованы по-разному. Производственный допуск на изменение радиуса корпуса. Изменение данного параметра влечет за собой изменение разбиения расчетной сетки в модели DORT. Расчетная сетка одновременно является основой моделирования геометрии. Изменяются значения внутреннего радиуса корпуса в пределах, определенных паспортом сосуда [7]. Исходя из данных паспорта сосуда для ВВЭР-1000, значе- ние внутреннего радиуса корпуса имеет технологический допуск от –3 до +5 мм. Для реакторов ВВЭР-440 информа- ции о допуске на радиус нет, поэтому для ВВЭР-440 этот параметр принят по аналогии с ВВЭР-1000. Сдвиг кассет в результате искривления (сдвиг периферий- ной кассеты и сдвиг всех кассет вместе). В ходе эксплуата- ции под воздействием больших нагрузок положение цен- тральной части кассет в активной зоне может изменяться (искривляться) в радиальном направлении. Критерием ве- личины этого искривления является размер зазора между кассетами, а также между кассетами и выгородкой. Размер зазора для ВВЭР-1000 составляет 2 мм [11]. Для реакторов ВВЭР-440 применяются ТВС с чех- лом. Зазор межу кассетами равен 3,0 мм и определяет- ся разностью шага расположения кассет в активной зоне и размером кассеты «под ключ» [16]. Сегодня на РАЭС эксплуатируются чехловые кассеты, искривления которых практически отсутствуют. Однако в России уже эксплу- атируются аналогичные кассеты ВВЭР-440, не имеющие чехла. Точнее, чехол заменен жестким каркасом, выпол- ненным из периферийных уголков по аналогии с топлив- ной кассетой ТВСА для ВВЭР-1000. Поэтому рассмотрение случая сдвига кассет в результате искривления актуально для ВВЭР-440 с точки зрения возможности внедрения но- вых типов топлива на АЭС Украины. Реализация случая предполагает, что сдвиг кассет осу- ществляется в радиальном направлении вправо — к корпу- су. Рассматриваются два случая: 1) сдвигается одна крайняя периферийная кассета; 2) сдвигаются все кассеты в 60°-м расчетном секторе симметрии. Во втором случае каждый следующий слой кассет после периферийного сдвигается не на 2 мм, а на 4 мм, 6 мм и т. д. Для ВВЭР-440, в ак- тивной зоне которого межкассетный зазор 3 мм, соответ- ствующий сдвиг слоев кассет составляет 3, 6, 9 мм и т. д. Величина сдвига возрастает в арифметической прогрессии до центральной кассеты включительно. Смоделировать сдвиг кассет в расчете необходимо с помощью расчета ис- точника (программа SOR на схеме рис. 1), с изменением координат центров кассет. Пример схемы сдвига одной пе- риферийной кассеты приведен на рис. 4. Изменение температуры воды в опускном участке. В процессе эксплуатации температура теплоносителя (воды) на входе в реактор может изменяться в диапазоне предельных значений, определенных в ТРБЭ энергоблока [8] и с учетом погрешности измерения температуры. При этом плотность воды уменьшается с ростом ее темпера- туры, и коэффициент ослабления нейтронного потока со- ответственно тоже уменьшается. Для анализа зависимости относительного изменения потока нейтронов на корпус предложено провести расчеты с отклонением от проектного значения температуры воды с шагом в 5 °С для диапазона от +10 до –10 °С [8]. Плотность воды изменяется путем ввода других, изме- ненных согласно расчетным формулам, ядерных концент- раций водорода и кислорода в составе воды для опускного участка в файле для расчета рабочей библиотеки. Ядерные концентрации пересчитываются с учетом изменения плот- ности воды в зависимости от температуры (программа GIP, см. рис. 1). Изменение концентрации борной кислоты в теплоносителе. Концентрация борной кислоты изменяется на протяжении кампании от 0 до приблизительно 6 г/кг. Концентрация борной кислоты в модели изменяется путем ввода других, определенных процентным содержанием в воде Н3ВО3, ядерных концентраций изотопов бора 10В и 11В, а также концентраций водорода и кислорода в состав материала теплоносителя для расчета рабочей библиотеки программы GIP (см. рис. 1). Содержание железа во внутрикорпусных устройст- вах. Согласно ГОСТ 5632–72 [9], в стали 08Х18Н10Т, ис- пользуемой в выгородке и шахте реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, наибольшее содержание железа — 73,60 %, а наименьшее — 66,265 %. Внутрикорпусные устройства, изготовленные из этой марки стали, оказывают влияние на нейтронных поток. Для анализа и оценки этого влия- ния расчет производится для максимального и минималь- ного значения концентраций Fe по методике, аналогичной для двух предыдущих факторов. Критерий сходимости значений потоков при итерациях. Критерий сходимости потоков в расчетной ячейке, со- гласно рекомендациям разработчиков программы DORT [1], равен 5∙10–4 для обеих моделей реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Для анализа чувствительности относительно этого параметра необходимо провести расчеты, уменьшая и увеличивая значения критерия на порядок в ту или иную сторону. Изменение данного параметра производится в мо- дели DORT (см. рис. 1). Шаг расчетной сетки. Меньший шаг расчетной сетки дает бођльшую точность, но намного увеличивает время расчета. Поэтому на данном этапе анализа чувствительно- сти требуется определить значение шага, при котором соот- ношение точности и времени расчета будет оптимальным. Шаг расчетной сетки модели изменяется для разбивки по радиусу и по углу. Для обоих параметров — радиуса и угла (по отдельности) — шаг увеличивается вдвое. Основанием для такого изменения является критерий максимального шага по радиусу в 12 мм, который предъявляет разработ- чик DOORS [1], и при изменении шага расчетной сетки некоторые из расчетных ячеек этому критерию соответст- вовать не будут. Для азимутального разбиения критерии приемлемости разработчиком не предъявлены. Точность расчета источников. Точность расчета источ- ников определяется шагом интегрирования, заложенным в программе SOR (см. рис. 1). Шаг интегрирования — это параметр, определяющий степень дискретизации каждой из ячеек расчетной сетки модели в DORT для расчета ис- точника, попавшего в данную ячейку. На рис. 5 представ- лены схематично два случая сеток расчета источников с разным шагом интегрирования. Рис. 4. Пример сдвига одной периферийной кассеты 42 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 С. Э. Яновский, М. Л. Еременко, Ю. Н. Овдиенко Шаг интегрирования в базовом расчете — 1 мм. Выбор рамок изменения базировался на следующем. Шаг расчет- ной сетки — от 4 мм в центре активной зоны до 1 мм для периферийных кассет, поэтому логично принять нижний предел шага интегрирования 4 мм, а верхний — меньше 1 мм, например 0,3 мм. Изменение этого параметра произ- водится в файле для программы SOR. Полиномиальное разложение библиотеки нейтронных сечений. В исходной библиотеке BUGGLE-96 макроско- пические сечения задаются функцией в виде полиномов Лежандра. Степень разложения полинома определяет точ- ность задания сечений для расчета. В базовой модели сте- пень разложения равна трем. Реализация изменения пара- метра полиномиального разложения происходит на стадии подготовки рабочей библиотеки с помощью программы GIP, во входящих файлах для этой программы. Угловая дискретизация рассеяния нейтронов. Данный па- раметр в модели DORT определяет степень дискретизации угла рассеяния нейтрона. В базовой модели использовано S8 приближение. С целью анализа влияния на значения потока нейтронов, в зависимости от степени дискрети- зации угла рассеяния, требуется провести расчеты с S12 и S16 приближениями для получения более точного моде- лирования. Влияние детализации описания конструкции кассет-эк- ранов (ВВЭР-440, блок № 1 РАЭС). Для блока № 1 РАЭС кассеты-экраны моделируются как гомогенный мате- риал — смесь стали и воды. Информация относительно конструкции кассет-экранов от РАЭС неоднозначна. Варианты конструкции приведены на рис. 6. При анализе конструкции кассет-экранов допускается вероятность «прострела» потоком нейтронов. Особенно это важно для определения флюенса на внутрикорпусные устройства (ВКУ). Поэтому гомогенная модель кассеты-эк- рана может давать другие результаты расчета по сравнению с «дискретной» моделью, которая описывает конструкци- онные особенности кассеты-экрана. Для реализации этого случая изменения касаются модели DORT. Пример расчета при реализации консервативного набора исходных параметров. Как пример влияния неопределен- ностей исходных данных приведем результаты расчетов для реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 с учетом трех фак- торов, наиболее влияющих на увеличение нейтронного по- тока в области корпуса реактора: повышение температуры теплоносителя в опускном канале на 10 °С, уменьшение внутреннего радиуса корпуса на 6 мм, сдвиг всех кассет сектора вправо к корпусу. Результаты расчета с консерва- тивными исходными параметрами представлены на рис. 7, рис. 8 и в табл. 1. Для расчета в случае с реактором типа ВВЭР-1000 было выбрано состояние на середину 14-й кампании блока № 2 Южно-Украинской АЭС. Мощность реактора — номи- нальная, составляет 3000 МВт тепловых. Загрузка актив- ной зоны из 163 топливных кассет типа ТВСМ. Загрузка Рис. 5. Пример различных расчетных сеток для модели программы SOR Рис. 6. Варианты исполнения кассет-экранов: а — вариант исполнения № 1: 1 — пучок; 2 — чехол; 3 — головка; 4 — хвостовик; 5 — пучок стержней (7 шт.); 6 — опорная плита; 7 — заглушка; б, в — варианты исполнения № 2 и № 3: 1 — головка; 2 — хвостовик; 3 — чехол; 4 — шестигранная труба; 5 — цилиндрическая труба; 6 — стержень; 7 — заглушка а б в Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 43 Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР активной зоны в этой кампании близка к стационарной загрузке для этого проекта реакторной установки (В-320). Для расчета в случае с реактором типа ВВЭР-440 было вы- брано состояние на середину 27-й кампании блока № 2 Ровенской АЭС. Мощность реактора — номинальная, со- ставляет 1375 МВт тепловых. Таблица 1. Относительное расхождение между базовым и консервативным расчетами Случай расчета Координаты измерения относительно середины активной зоны, см Относительное изменение потока нейтронов δФ⁄Ф, % (внутренняя стенка корпуса, перед наплавкой) Консерватив- ный расчет для ВВЭР-1000 –60,0 16,19 Консерватив- ный расчет для ВВЭР-440 –31,5 16,08 Выводы В статье представлены подходы и методы выполнения анализа чувствительности расчетной модели для оценки флюенса быстрых нейтронов на корпус реакторов ВВЭР- 1000 и ВВЭР-440 к исходным параметрам. Результаты расчета при реализации консервативного на- бора исходных параметров показали существенную разницу в сравнении с результатами базового расчета. Различие зна- чений потока нейтронов на максимуме распределения до- стигает 16,19 % для ВВЭР-1000 и 16,08 % для ВВЭР-440, что неоспоримо доказывает необходимость проведения анализа чувствительности моделей к каждому из параметров от- дельно. Выполнение данной работы запланировано в ГНТЦ ЯРБ. Представленные результаты могут быть использованы регулирующим органом Украины при разработке рекомен- даций или нормативных документов, определяющих про- цедуру выполнения расчета радиационной нагрузки на кор- пус реакторов ВВЭР и ВКУ в рамках оценки ресурса. Список литературы 1. DOORS 3.2: One-, Two- and Three-Dimentional Discrete Ordinates Neutron/Photon Transport Code System. RSIC Code package CCC-650. 2. Regulatory guide 1.190 “Calculation and dosimetry methods for determining pressure vessel neutron fluence”, US nuclear regulatory commission, 2001. 3. Unified procedure for lifetime assessment of components and piping in WWER NPPs “VERLIFE”, M. Brumovskiy, European Comission, 2002. 4. Studsvik® Scandpower, HELIOS methods, Version 1.8, November 2003. 5. Rhodes, �., Edenius, M. CASMO-4, A Fuel Assembly Burnup Program, User’s Manual, SSP-01/400 Rev.3. 6. Grundmann, U., Rohde, U., Mittag, S., Kliem, S. DYN3D Version3.2. Code for Calculation of Transients in Light Water Reactors (LWR) with Hexagonal or Quadratic Fuel Elements. Description of Models and Methods, FZR 434, August, 2005. 7. Паспорт сосуда корпуса реактора ВВЭР-1000. Схема заме- ров корпуса. Документ № 1152.02.70.000 Д7. 8. Технологический регламент безопасной эксплуатации энерго- блока № 2 ЮУ АЭС с реактором ВВЭР-1000 (В-338) РГ.2.3810.0018. 9. ГОСТ 5632–72. Стали высоколегированные и сплавы кор- розионностойкие, жаростойкие и жаропрочные. 10. Multigroup One-Dimensional Discrete Ordinates Code System with Anisotropic Scattering. 11. Комплекс кассет ВВЭР-1000 (тип В-302, В-320, В-338). Ка- таложное описание У 0401.04.00.000 ДКО (ТВСМ). 12. Moller, A., Agte, H., Becker, R., Heinrich, H., Moller, W., Tomas, S. GDR Program Package for Calculating Stationary Neutron-Physical Characteristics of WWER Nuclear Reactors. — KFKI-ZR6-548/1987. 13. Moller, A. DERAB Code Manual, K.A.B.GmbH, Berlin, 1998. 14. Звіт про науково-дослідну роботу за контрактом No. 60040 (Task 3.2) «Розвиток ліцензійних та інспекційних можливостей. Модернізація пакету програм DOORS та розрахункових можли- востей ДНТЦ ЯРБ для розрахунків флюенса нейтронів на корпу- си реакторів ВВЕР АЕС України» — К.: ДНТЦ ЯРБ, 2003. 15. Ieremenko. M., Bilodid, Y., Ovdiienko, Y. Technical Review in SSTC N&RS under new WWER fuel implementation. experience of carrying out of independent verifying calculations: Proceedings of the 8th International Conference WWER Fuel Performance, Modelling And Experimental Support. 26 September — 4 October 2009, Helena Resort, Bulgaria. p. 221–226. 16. Комплекс кассет ВВЭР-440 (тип В-213): каталожное описа- ние У 0440.00.00.000 ДКО. Надійшла до редакції 07.12.2010. Рис. 7. Азимутальное распределение потока нейтронов энергией больше 0,5 МэВ на внутренней поверхности корпуса реактора ВВЭР-1000 на уровне 60 см ниже середины активной зоны Рис. 8. Азимутальное распределение потока нейтронов энергией больше 0,5 МэВ на внутренней поверхности корпуса реактора ВВЭР-440 на уровне 31,5 см ниже середины активной зоны

Разработка подходов к анализу чувствительности модели расчета флюенса нейтронов на корпуса реакторов ВВЭР на базе комплекса кодов DOORS

Репозитарії

Схожі ресурси