Алгоритм моделювання фізичного процесу поширення нейтронів у складному за геометричними і матеріальними параметрами середовищі реактора ВВЕР-1000. Схема організації взаємодії між елементами пакета програм чисельних розрахунків переносу нейтронів.
Аннотация к работе
Ці зразки виробляються з того ж металу, з якого виготовлений корпус, і завантажуються у реактор при його введені в експлуатацію. Інформація, отримана за допомогою ЗС, може бути використана для визначення поточного стану металу КР і прогнозування його радіаційного ресурсу, тільки в тому випадку, якщо з необхідною точністю відомі умови опромінення зразків у реакторі. Робота виконувалася в рамках науково-дослідної роботи «Функціонали нейтронного потоку в місцях розташування зразків-свідків в ядерному енергетичному реакторі», включеної у відомче замовлення (план) НАН України рішенням Бюро відділення фізики й астрономії НАН України №12 від 19.11.1999. · розробити комплекс неаналогових методів моделювання траєкторій нейтронів у просторі між активною зоною (АКЗ) реактора і контейнерами зі зразками металу КР, що опромінюються; · розробити і практично реалізувати схему організації взаємодії між елементами пакета програм чисельних розрахунків переносу нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000;Практичне застосування ММК для рішення задачі переносу потребує розробки спеціальних транспортних програм, що здійснюють чисельне моделювання фізичного процесу поширення частинок. Формально цей процес можна розділити на дві головні складові: пробіг нейтрона між взаємодіями і взаємодія з ядрами середовища. Ця вимога створює ряд труднощів при програмній реалізації процесу моделювання пробігів нейтронів між взаємодіями. Моделювання пробігів в декількох однотипних підзонах зручно проводити одним набором підпрограм, наприклад в підзонах, що імітують тепловиділяючі зборки (ТВЗ) в АКЗ. На цій підставі був розроблений єдиний високоефективний алгоритм, що вирішує найбільш трудомістку задачу процесу моделювання пробігів нейтронів між взаємодіями - знаходження точки можливого перетинання нейтронної траєкторії з поверхнею підзони.У звязку з цим була розроблена система підходів і перевірок, що дозволила звести до мінімуму можливості помилок на етапі створення програм пакета MCSS. Далі описується як на основі згаданої системи підходів і перевірок крок за кроком програмно реалізуються викладені в Розділі 2 основні положення методики розрахунків переносу нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000. Головною складовою пакета MCSS є транспортна програма Trans, що розраховує ММК значення групових ГПН у місцях розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000, використовуючи при цьому докладну РО (див. рис. Програма D3mod3 розраховує параметри джерел нейтронів, використовуючи інформацію про розподіл енерговиділення і вигоряння по обєму АКЗ. Ця інформація може бути отримана за допомогою як штатних програм для проведення експлуатаційних нейтронно-фізичних розрахунків реакторів ВВЕР-1000, так і будь-яких інших, що розраховують необхідні характеристики АКЗ.В дисертації подано теоретичне узагальнення і нове вирішення науково-технічної проблеми, що полягає у визначенні умов опромінення ЗС металу корпуса у реакторі ВВЕР-1000. Застосування цієї методики на діючих енергоблоках дозволило істотно підвищити достовірність даних про зміну властивостей металу КР під впливом нейтронного випромінювання. Розроблено принципово нову методику визначення величин функціоналів нейтронного потоку, що діє на ЗС у реакторі ВВЕР-1000. Вона базується на використанні ММК для чисельних розрахунків переносу нейтронів до місць розташування контейнерів зі зразками металу корпуса в реакторі. Застосування розробленої методики для визначення умов опромінення ЗС у реакторі ВВЕР-1000 дозволяє усунути недоліки дозиметричного забезпечення штатної програми ЗС, що реалізується в даний час на АЕС України, і підвищити достовірність даних про зміну властивостей металу КР під впливом нейтронного випромінювання.
Вывод
В дисертації подано теоретичне узагальнення і нове вирішення науково-технічної проблеми, що полягає у визначенні умов опромінення ЗС металу корпуса у реакторі ВВЕР-1000. Для вирішення цієї проблеми була створена оригінальна сучасна методика визначення величин функціоналів нейтронного потоку, що діє на ЗС. Застосування цієї методики на діючих енергоблоках дозволило істотно підвищити достовірність даних про зміну властивостей металу КР під впливом нейтронного випромінювання. Аналіз результатів дисертаційної роботи дозволяє зробити такі висновки: 1. Розроблено принципово нову методику визначення величин функціоналів нейтронного потоку, що діє на ЗС у реакторі ВВЕР-1000. Вона базується на використанні ММК для чисельних розрахунків переносу нейтронів до місць розташування контейнерів зі зразками металу корпуса в реакторі.
Застосування розробленої методики для визначення умов опромінення ЗС у реакторі ВВЕР-1000 дозволяє усунути недоліки дозиметричного забезпечення штатної програми ЗС, що реалізується в даний час на АЕС України, і підвищити достовірність даних про зміну властивостей металу КР під впливом нейтронного випромінювання.
2. Розроблено оригінальний дворівневий зонний принцип моделювання складного за геометричними та матеріальними параметрами простору всередині реактора ВВЕР-1000 і КЗ зі ЗС. Високий ступінь універсальності дозволяє застосовувати його при вирішенні задач переносу випромінювання в будь-яких обєктах зі складною геометричною структурою.
3. Для моделювання фізичного процесу поширення нейтронів розроблено тривимірну модель внутрішньокорпусних пристроїв реактора ВВЕР-1000 і КЗ, де розташовуються контейнери зі ЗС.
4. Розроблено модель взаємодії нейтронів з матеріалом підзон РО, що описує внутрішньокорпусні пристрої реактора ВВЕР-1000 і КЗ зі ЗС. Модель реалізована в транспортній програмі, за допомогою якої виконується розрахунок переносу нейтронів до місць розташування контейнерів зі зразками, що опромінюються в реакторі.
5. Розроблено процедуру моделювання пружного розсіювання, що дозволяє в автоматичному режимі з високою точністю зберігати наявні в бібліотеці мікроконстант кутові моменти розсіювання. Цей алгоритм може бути рекомендований для вирішення за допомогою ММК задач переносу випромінювання в середовищах, де спостерігаються значні коефіцієнти ослаблення випромінювання.
6. Розроблено спеціальний комплекс неаналогових методів моделювання траєкторій частинок при вирішенні задачі переносу нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000. Реалізація його в транспортній програмі дозволила одержати достатньо малі статистичні похибки результатів розрахунків при прийнятних витратах розрахункового часу.
7. Розроблено комплекс тестів і перевірок, застосування якого дозволяє значно зменшити можливість виникнення помилок при програмній реалізації складних розрахункових алгоритмів. Комплекс використовувався при створенні транспортної програми, призначеної для розрахунку переносу нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000, і показав свою ефективність.
8. Створено пакет програм MCSS, призначений для розрахункового визначення умов опромінення ЗС у реакторі ВВЕР-1000. Всебічна комплексна перевірка пакета, що базується на порівнянні розрахункових і експериментальних даних, показала його придатність для визначення величин функціоналів нейтронного потоку на ЗС.
9. За допомогою пакета програм MCSS отримані значення функціоналів нейтронного потоку, що характеризують умови опромінення комплекту ЗС у реакторі ВВЕР-1000. Показано наявність значного градієнту ГПН по периметру і висоті КЗ. Це призводить до того, що у випадку досліджень одного комплекту ЗС неможливо підібрати достатню кількість зразків, опромінених до близьких по величині флюєнсів нейтронів, як того вимагає методика визначення зсуву критичної температури крихкості металу КР.
10. Досліджено величини функціоналів нейтронного потоку в каналах вигородки реактора ВВЕР-1000. Показано їхню істотну відмінність від тих, що характеризують умови опромінення КР. Цей факт необхідно враховувати при плануванні експерименту по опроміненню зразків металу КР у каналах вигородки.
Список литературы
1. Гриценко О.В., Буканов В.М., Дємьохін В.Л. MCSS - програма розрахунку переносу нейтронів до місць розташування зразків-свідків у реакторі ВВЕР-1000. Організація геометричного блока // Наукові вісті НТУУ «КПІ». -2001. - №1. - С. 100-105.
2. Гриценко А.В., Буканов В.Н., Демехин В.Л. MCSS - программа расчета переноса нейтронов к местам расположения образцов-свидетелей в реакторе ВВЭР-1000. Комплекс неаналоговых методов моделирования траекторий нейтронов // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. -2002. - №1 (7). - С. 85-91.
3. Гриценко А.В., Буканов В.Н., Васильева Е.Г., Демехин В.Л., Неделин О.В. Расчетное определение некоторых параметров условий облучения образцов-свидетелей корпуса ВВЭР-1000 // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. -2000. - №2. - С. 65-73.
4. Буканов В.Н., Васильева Е.Г., Вишневский И.Н., Гриценко А.В., Демехин В.Л. Проблемы дозиметрии образцов-свидетелей, облученных в реакторе ВВЭР-1000 // Ядерная и радиационная безопасность. - 2000. - №2. - С. 35-42.
5. Гриценко А.В., Буканов В.Н. Сравнение условий облучения образцов металла корпуса ВВЭР-1000 в каналах выгородки, образцов-свидетелей и внутренней поверхности корпуса реактора // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. -2001. - №2 (4). - С. 95-100.
6. Буканов В.Н., Васильева Е.Г., Гриценко А.В., Демехин В.Л. Сравнение некоторых параметров условий облучения образцов-свидетелей и корпуса ВВЭР-1000 // Атомная энергия. - 1999. - Т. 87, вып. 4. - С. 317-318.
7. Bukanov V.N., Dyemokhin V.L., Gavriljuk V.I., Grytsenko O.V., Nedyelin O.V., Vasylyeva E.G. Overview of the Surveillance Dosimetry Activities in Ukraine // Reactor Dosimetry: Radiation Metrology and Assessment, ASTM STP 1398 (Proc. 10th Intern. Symp. on Reactor Dosimetry, Osaka, Japan, 12-17 Sept. 1999.) - ASTM, West Conshohocken, PA, 2001. - p. 61-68.
8. Вишневский И.Н., Гриценко А.В., Буканов В.Н., Васильева Е.Г., Демехин В.Л. Повышение достоверности дозиметрии образцов-свидетелей корпуса ВВЭР-1000 // Сборник тезисов докладов международной конференции УКРЯО «Модернизация АЭС с реакторами ВВЭР», 21-23 сент., 1999, Киев. - С. 40.