ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 В УСЛОВИЯХ ВНЕДРЕНИЯ МОДЕРНИЗИРОВАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА. Адеев В.А., Бурлов С.В., Панов А.Е.

Презентация:

Advertisements

Похожие презентации

Цепная ядерная реакция 11 класс Подготовил: Савков Д. учитель Антикуз Е.В.

Advertisements

А.Г.Алексеев Предложение к плану работы Секции 11

Ядерный реактор Ядерный реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Ядерный.

1 1 Украина, Киев, 15 сентября 2010 г. А. А. Тузов, ОАО «ТВЭЛ» Тепловыделяющие элементы ВВЭР-1000: развитие конструкции, топливных композиций и конструкционных.

Опыт промышленной эксплуатации ТВСА с улучшенным контролем температуры теплоносителя на выходе из сборок в составе активных зон Калининской АЭС В.И. Пахолков,

1 ФЕДЕРАЛЬНОЕ УНИТАРНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ Научно-Исследовательский Технологический Институт им. А.П. Александрова (НИТИ)

1 Разработка метода прогнозирования количества повреждений ТОТ ПГ на АЭС с ВВЭР Щедеркина Т.Е. - ГОУВПО МЭИ (ТУ) Бараненко В.И., Юрманов В.А. – ОАО «ВНИИАЭС»

ТЕСТОВАЯ МОДЕЛЬ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР А.В. Тихомиров ФГУП ОКБ Гидропресс, г. Подольск В.Г.Артемов, А.С. Иванов ФГУП НИТИ им. Александрова, г. Сосновый Бор.

10-я юбилейная Российская научная конференция БД ПРИНЦИПЫ СОЗДАНИЯ БАНКА ДАННЫХ ПО АКТИВАЦИОННЫМ ХАРАКТЕРИСТИКАМ ЗАЩИТНЫХ БЕТОНОВ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ.

ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА. Мощность ядерного реактора Среднюю мощность ядерного реактора можно определить:

1 Моделирование динамики ядерного реактора в среде MathCad как учебная задача Н.Н. Кудряков Институт ядерной энергетики (филиал) Санкт- Петербургского.

Сравнение теплогидравлических характеристик ТВС реакторов типа ВВЭР и PWR на основе экспериментов В.В.Большаков, Л.Л.Кобзарь, Ю.М.Семченков РНЦ «Курчатовский.

5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая-1 июня 2007 г., Подольск, Россия ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Разработка.

Синявский В.В. Ракетно-космическая корпорация «Энергия» им. С.П.Королева Вклад Института Ядерной Физики (ИЯФ) Казахстана в создание научно-технического.

Влияние гетерогенного моделирования сборок борной зашиты реактора БН на рассчитываемые функционалы Грабежной В. А., Ломаков Г. Б., Попов Э. П., Тыклеева.

АТОМНЫЙ РЕАКТОР. Атомный реактор (он же ядерный реактор) это устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции.

НТС ФГУП ОКБ "Гидропресс"1 Докладчик: Cемишкин В.П., Богачев А.В. Проведение расчетов напряженного состояния оборудования РУ МКЭ в рамках создания системы.

ОПТИМИЗАЦИЯ СПЛАВА Э110 ДЛЯ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ ВВЭР-1000 В.А. Маркелов, В.В. Новиков, М.М. Перегуд, В.Ф. Коньков, В.Н. Шишов, А.А. Балашов ФГУП ВНИИНМ им.

1 Статистические оценки нейтронно-физических и теплофизических параметров топливных сборок реакторов ВВЭР А. А. Рыжов, Д. А. Олексюк, А. А. Пинегин НИЦ.

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МЕТОДА МОНТЕ- КАРЛО ДЛЯ ОЦЕНКИ ВЕСА ОРГАНОВ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Л.Ф. БАБИЧЕВ, Г.В. КАРПОВИЧ Объединенный.

Транксрипт:

ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 В УСЛОВИЯХ ВНЕДРЕНИЯ МОДЕРНИЗИРОВАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА. Адеев В.А., Бурлов С.В., Панов А.Е. Кольская АЭС, Полярные Зори Бородкин Г.И. ФГУ НТЦ ЯРБ, Москва

Основные цели расчета переноса нейтронов в околокорпусном пространстве реактора Определение флюенса нейтронов на корпусе реактора для оценки его радиационного ресурса Оценка активации оборудования

Оценка радиационного ресурса корпуса Необходимо определить флюенс быстрых нейтронов (с энергией более 0.5 Мэв) определяющий радиационные повреждения материала корпуса (особенно сварных швов) Принятие решений о компенсирующих мероприятиях (отжиг) зависит от точности прогнозной оценки флюенса Точность расчета флюенса зависит от компоновки активной зоны. Размещение выгоревших кассет на периферии снижает флюенс. Погрешность оценки флюенса выше при больших выгораниях топлива. Применение новых видов топлива требует подтверждения точности расчетной методики (меняется интенсивность и спектр источника нейтронов, разрабатываются компоновки активной зоны с уменьшенной утечкой нейтронов). Необходима экспериментальная проверка расчетной методики.

Характер изменения критического параметра в зависимости от флюенса

Типичные компоновки активной зоны ВВЭР-440

Оценка активации оборудования Необходимо определить спектр и поток нейтронов в произвольной точке внутри или снаружи корпуса реактора в зависимости от времени (в месте размещения оборудования) Важно для снятия АЭС с эксплуатации и впринятия решения о размещении радиактивных материалов (пример кассеты-экраны) На основе спектра нейтронов вычисляются сечения активации Спектр и зависимость потока нейтронов от времени применяются для расчета изотопного состава материала и его активности Необходима разработка методики для расчетов на АЭС и ее экспериментальная проверка

Расчетные программы Оценка источника – спектр нейтронов (MCU), интенсивность источника 3D программа расчета распределения энерговыделения в активной зоне (БИПР-7) Перенос нейтронов – метод дискретных ординат DORT, метод Монте-Карло (MCU) Расчет изотопного состава (ORIGEN)

Сечение активной зоны ВВЭР-440

Эксперименты по определению спектра и потока нейтронов В 2002 г. во время ППР на энергоблоке 1 Кольской АЭС на внешней поверхности корпуса реактора был установлен набор нейтронных активационных детекторов. Конструкция с детекторами облучалась с по Время облучения составило эфф. суток. Для определения характеристик нейтронных полей был использован набор нейтронных детекторов на основе Fe, Ni, Cu Nb.

Результаты сопоставления расчетных и экспериментальных данных Матери ал РеакцияТ½ Порог реа кц ии Эфф. сечение Эксперимен т Расчет по ORIG EN сутМэВмбарнБк/г Cu 63 Cu(n,α) 60 Co1925> * *10 3 Fe 54 Fe(n,p) 54 Mn312.3> * *10 5 Ni 58 Ni(n,p) 58 Co70.86> * *10 6 Nb 93 Nb(n,n) 93m Nb5890> * *10 4

Заключение Опробована методика расчета спектра и потока нейтронов, сбособ расчета активации конструкционных материалов Результаты сопоставления распределения скоростей реакций по высоте и по азимуту на внешней поверхности корпуса реактора удовлетворительны, различие не превышает 10-15% (в условиях применения новых видов ядерного топлива). Методика рекомендуется для применения на АЭС. Для расчетной оценки активации может применятся программа ORIGEN. Необходима разработка соответсвующих нормативных документов.