Оптимизация нейтронно-физических характеристик систем хранения отработанного топлива

Тип работы:
Реферат
Предмет:
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ


Узнать стоимость

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

УДК 621. 039. 5:004. 942
ОПТИМИЗАЦИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ТОПЛИВА
И. В. Шаманин, П.М. Гаврилов*, С. В. Беденко, В.В. Мартынов*
Томский политехнический университет *ФГУП «Горно-химический комбинат», г. Железногорск E-mail: bedenko@tpu. ru
Проведены расчетные исследования нейтронно-физических характеристик систем «сухого» хранения отработанного ядерного топлива реактора РБМК-1000. Оптимизированы параметры систем и схем обращения в процессе «сухого» хранения отработанного топлива за счет чередующегося размещения его слоев с различной глубиной выгорания и обогащения.
Ключевые слова:
«Сухое» хранение, отработанное ядерное топливо, нейтронно-физические характеристики, эффективный коэффициент размножения нейтронов.
Key words:
Dry storage system, spent nuclear fuel, neutron-physical parameters, effective neutron multiplication factor
Состояние исследований
Темпы развития ядерной энергетики в значительной степени определяются внешними составляющими ядерного топливного цикла, в частности, долговременным хранением отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и его переработкой.
Хранилища ОЯТ РБМК-1000, ВВЭР-440, ВВЭР-1000, БН-600, ЭГП-6 были спроектированы в 60−70 гг. прошлого века. В последние годы, когда одновременно с фактическим изменением концепции замкнутого топливного цикла изменились требования безопасности, возникла необходимость уплотнения хранения топлива и увеличения вместимости существующих хранилищ. В первую очередь это связано с увеличением количества ОЯТ реакторов РБМК и ВВЭР, так как топливо РБМК-1000, ВВЭР-1000, ЭГП-6 пока не перерабатывается и находится на хранении «мокрым» способом на АЭС в бассейнах промежуточной выдержки, которые близки к заполнению. Для снятия этой проблемы существует необходимость ввода в эксплуатацию дополнительной мощности по долговременному хранению (50 и более лет) ОЯТ [1, 2].
После заметного распада короткоживущих радионуклидов и предварительной выдержки ОЯТ в воде с целью снижения тепловыделения и радиоактивности, становится целесообразным переход на «сухой» метод хранения ОЯТ. Поэтому разноплановые исследования и научно-технические разработки для создания условий долговременного «сухого» хранения ОЯТ представляют большой практический интерес.
Целью работы является оптимизация нейтронно-физических параметров систем и схем размещения ОЯТ в процессе «сухого» хранения. Достижение указанной цели создает возможности для повышения эффективности и безопасности «сухого» хранилища отработанного ядерного топлива (СХОЯТ).
В настоящее время топливо реакторов РБМК-1000 вначале хранится под водой в приреакторных бассейнах выдержки, затем в долговременных хранилищах. С учетом состояния оболочек, которые определяют срок хранения отработанных ТВС (ОТВС) в воде не более 30 лет, возникает необходимость переходить на «сухое» хранение. Мировой опыт проектирования «сухих» хранилищ позволяет прогнозировать значительно более высокий, чем в бассейнах с водой, уровень ядерной безопасности, что достигается конструкцией прочных и герметичных гнезд хранения и пеналов, способных выдержать различные проектные и запроектные аварии, и отсутствием замедлителей нейтронов в камерах и пеналах.
На сегодняшний день общей задачей для всех хранилищ является жесткое обоснование ядерной безопасности при переходе на уран-эрбивое топливо обогащением до 3% по 235U [2, 3]. Для обоснования ядерной безопасности систем хранения ОЯТ широко используют пакеты программ, реализующих метод Монте-Карло: McU-RFfI, MCNP, SCALE, MMKFK-2, которые позволяют рассчитывать эффективный коэффициент размножения нейтронов кэфф в хранилище с точностью ~10−4… 10−6.
С появлением нового вида топлива — уран-эр-биевого для РБМК, уран-гадолиниевого для ВВЭР, смешанного оксидного (U, Pu) O2, нитридного (U, Pu) N, карбидного (U, Pu) C для БН-600 и в перспективе для ВВЭР-1000, возникает необходимость обоснования безопасности имеющихся систем хранения.
Алгоритм расчета
Расчет проводился с использованием программного комплекса SCALE 5. 0, позволяющего проводить расчёты нейтронно-физических параметров систем хранения и транспортных контейнеров с отработанным и свежим ядерным топливом, а также расчёты изотопного состава ОЯТ.
Для расчетных исследований использована аналитическая последовательность CSAS25, которая автоматически обрабатывает сечения, а затем в зависимости от начальных и граничных условий рассчитывает физический вес моделируемой размножающей системы.
Данная аналитическая последовательность позволяет проводить расчеты кт в 3D-геометрии. Для этого в программном комплексе SCALE 5.0 задаётся изотопный состав топлива или нескольких типов топлив, а также составы других материалов, которые затем используются при построении модели. В зависимости от поставленной задачи выбираются аналитическая последовательность и библиотека сечений. В расчетах использовалась 27-груп-повая библиотека сечений, полученная при свертке 218-групповой библиотеки констант на основании данных библиотеки ENDF/B-IV. Такой выбор оптимален при проведении расчётов на критичность.
В программном комплексе SCALE 5.0 используется ячеечный метод моделирования, что существенно упрощает расчёт нейтронно-физических параметров данной системы. При этом достаточно детально описывается геометрии одной ячейки, затем задаётся поле — массив размером 22×11 ячеек. Более подробно расчётная модель описана в следующем разделе.
Модуль CSAS25 последовательно запускает функциональные модули BONAMI, NITAWL-II и KENO V.a. для обработки требуемых сечений и расчета кэфф в СХОЯТ.
Расчетная модель камеры хранения ОЯТ
ОЯТ при хранении размещается в специальных гнездах, внутри которых, в свою очередь, размещаются герметичные пеналы с ОТВС. Каждая камера хранения имеет 242 гнезда для герметичных пеналов с ОТВС РБМК-1000, расположенных в гнезде в два яруса. В каждом гнезде размещается 3,503 т
(по урану) ОЯТ реактора РБМК-1000 (или 2,4 т ОЯТ реактора ВВЭР-1000).
Гнезда размещаются в квадратной решетке с шагом 1000 мм (диаметр гнезда 720 мм, толщина стенки 7 мм). Пенал представляет собой стальную трубу размером (диаметр и толщина стенки) 630×7 мм, длина пенала 4,1 м, изготовлен из стали марки 10ХСНД. В каждом пенале размещены по 31 ампулы с ОТВС РБМК-1000, рис. 1. Размер ампул (диаметр и толщина стенки) 92×2 мм, ампулы расположены в треугольной решетке с шагом 96 мм. Пеналы в гнезде размещаются в два яруса друг над другом.
Для расчета значений кэфф расчетная модель в максимальной степени приближена к реальному хранилищу по геометрии. Каждое гнездо расчетной модели с размещенным в нем пеналом представляет собой ячейку.
Для описания одной ячейки СХОЯТ в программном комплексе SCALE 5.0 создается эквивалентная ячейка, называемая «UNIT». Из таких ячеек сформирован массив размером 22×11. Пример заполнения массива ячейками приведен на рис. 2.
Дополнительно были сделаны следующие допущения, усиливающие консервативность оценок ядерной безопасности [1, 2]:
• Топливо в пеналах «свежее» (проектная авария).
• Анализ ядерной безопасности для запроектных аварий произведен с учётом глубины выгорания.
• Из основных продуктов деления рассматривается только 149Sm.
• Основными источниками спонтанных нейтронов являются изотопы Pu, Am и Cm.
• Основными источниками (а, п)-нейтронов являются диоксиды: 238Pu, 241Am, 242 Cm и 244 Cm.
• Система является ядерно-безопасной только в том случае, если кэфф& lt-0,85.
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22
11 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
10 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
9 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
8 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
7 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
6 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
5 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
4 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
3 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
2 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
Рис. 2. Массив размером 22×11, состоящий из ячеек одного типа
Результаты расчетов ^ в одиночной камере СХОЯТ
РБМК-1000
«Свежее» топливо. Рассмотрены варианты проектных (заполнение хранилища водой при отсутствии воды в самом гнезде с пеналом) и запроект-ных аварий (заполнение водой всего хранилища и всех ампул, находящихся в герметичных пеналах в гнезде хранилища).
При расчете к3фф СХОЯТ рассматривалось урановое топливо с обогащением 1,6- 2,0- 2,4- 2,6 и 2,8%. Результаты расчета кЭфф топлива с начальным обогащением 1,6% для пяти вариантов загрузок:
В хранилище находится одно гнездо с пеналом, размещенное в центре, кЭфф=0,1252±0,0004. Полная загрузка хранилища топливом,
& amp-эфф=0,2829±0,0008.
В хранилище находится одно гнездо с пеналом, размещенное в центре. Все остальное пространство полностью заполнено водой, вода везде, кроме самого гнезда с пеналом, ?Эфф=0,3572±0,0010.
4. Полная загрузка хранилища топливом. Все остальное пространство полностью заполнено водой, вода везде, кроме гнезд с пеналом, ^эфф=0,3867±0,0009.
5. Полная загрузка топливом. Рассмотрена внештатная (запроектная) авария, при которой происходит заполнение всего хранилища водой и всех ампул, находящихся в герметичных пеналах в гнезде хранилища, кЭфф=0,8146±0,0014. Результаты расчета кт для топлива других вариантов обогащения сведены в таблицу.
Таким образом, возникновение самоподдержи-вающейся цепной реакции деления возможно
только в случае запроектной аварии, например, когда происходит заполнение водой всего хранилища и отдельных его зон, и только для свежего топлива с обогащением свыше 2,6%. Однако, данное событие имеет пренебрежимо малую вероятность. Кроме того, ядерная безопасность при запроект-ной аварии заведомо гарантирована при учёте факта выгорания топлива [2], так как в СХОЯТ хранится выгоревшее топливо.
гГЙШГгь
Рис. 3. Значения потоков быстрых нейтронов в зависимости от расположения иЫИ в массиве- , — выдержка
ОЯТ РБМК-1000 0,5 и 10лет соответственно
Таблица. Расчетные значения кфф СХОЯТ для топлива различного обогащения
Обогащение топлива, % Варианты загрузок
2 3 4 5
1,6 0,1252+0,0004 0,2829+0,0008 0,3572+0,0010 0,3867+0,0009 0,8146+0,0014
2,0 0,1299+0,0004 0,3034+0,0006 0,3779+0,0010 0,4108+0,0011 0,8942+0,0014
2,4 0,1338+0,0004 0,3277+0,0007 0,4003+0,0011 0,4319+0,0013 0,9502+0,0015
2,6 0,1355+0,0004 0,3399+0,0008 0,4058+0,0012 0,4422+0,0012 0,9756+0,0017
2,8 0,1362+0,0004 0,3499+0,0008 0,4115+0,0012 0,4492+0,0011 0,9967+0,0014
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22
11 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5
10 39 5
9 40 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 5
8 41 2 2 2 3 3 3 3 3 3 3 3 2 2 2 5
7 42 2 2 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 2 2 5
6 43 2 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 2 5
5 44 2 2 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 2 2 5
4 45 2 2 2 3 3 3 3 3 3 3 3 2 2 2 5
3 46 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 5
2 47 5
1 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69
Рис. 4. Массив размером 22×11. UNIT 1, 2, 3 — гнезда спеналами, выгорание 20, 25, 30ГВтсут/т соответственно- 5, 39~69 — пустые гнезда
проектных аварий (с учётом глубины выгорания ОЯТ).
Уровни плотности потоков быстрых нейтронов превышают предельно допустимые значения при выгорании, начиная от 20 ГВтсут/т.
На рис. 4 приведена одна из схем загрузки СХОЯТ, позволяющая снизить уровни нейтронного излучения в критических точках хранилища до предельно допустимых значений. Эффективный коэффициент размножения моделируемой системы равен кэфф=0,2148±0,0003.
Значения потоков в зависимости от расположения UNIT в массиве приведены на рис. 5.
Анализ возможных нейтронно-физических состояний технических систем «сухого» хранения отработанного топлива с различной глубиной выгорания показал, что необходима оптимизация схем размещения ОТВС в СХОЯТ с различной глубиной выгорания с целью уменьшения дозовой нагрузки на персонал.
Выводы
1. Установлено, что учёт глубины выгорания отработанного ядерного топлива реактора РБМК-1000 в технических системах сухого хранения приводит к снижению эффективного коэффициента размножения на 32%, при этом система остается глубоко подкритичной даже для запроектных аварий. Уровни нейтронного излучения при выгорании начиная с 20 ГВтсут/т превышают предельно допустимые значения.
2. Оптимизация схем размещения отработанных сборок с различной глубиной выгорания в «сухом» хранилище позволяет уменьшить дозовую нагрузку на персонал, а также увеличить под-критичность.
3. Предложен вариант загрузки хранилища с чередованием слоев отработанного топлива с различной глубиной выгорания, что позволяет снизить уровни излучения в его критических точках до предельно допустимых значений. Работа выполнена в рамках реализации ФЦП «Научные и
научно-педагогические кадры инновационной России» на 2009−2013 гг. (Мероприятие 1.2.1. Номер контракта П777 от 20 мая 2010 г).
0,1
0,075
Е 0,05 0,025
о
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11
UNIT
а
0,2
0,16
5 0,12
9 0,08
0,04
о
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 !9 20 21 22 UNIT
б
Рис. 5. Значения потоков быстрых нейтронов в зависимости от расположения UNIT в массиве, выдержка ОЯТ 10лет
«Выгоревшее» топливо. СХОЯТ полностью загружено ОЯТ РБМК-1000 (обогащение — 2%, выгорание — 20 ГВтсут/т, выдержка — 180 сут. и
10 лет). Параметры источника нейтронов (нейтр. /(с. т)) рассчитаны по данным работ [1, 3, 4], методика расчета изложена в работе [5].
Эффективный коэффициент размножения в СХОЯТ, загруженном ОЯТ РБМК-1000, составляет? эфф=0,2229+0,0005. Значения потоков нейтронов в зависимости от расположения UNIT в массиве приведены на рис. 3.
Расчетные исследования показали, что учёт глубины выгорания приводит к уменьшению значения кэфф на 32%, и с точки зрения ядерной безопасности одиночная камера пролетом СХОЯТ является глубоко подкритической системой даже для за-
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Беденко С. В., Шаманин И. В. Нейтронная активность отработанного керамического ядерного топлива // Известия вузов. Сер. Физика. — 2011. — Т. 54. — № 11/2. — С. 51−56.
2. Внуков В. С. Глубина выгорания как параметр ядерной безопасности хранилищ и транспортных упаковочных комплектов с отработавшим ядерным топливом // Атомная техника за рубежом. — 1990. — № 12. — С. 9−11.
3. Шаманин И. В., Буланенко В. И., Беденко С. В. Поле нейтронного излучения облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия вузов. Сер. Ядерная энергетика. — 2010. — № 2. — С. 97−103.
4. Беденко С. В., Гнетков Ф. В., Кадочников С. Д. Дозовые характеристики полей нейтронов облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия вузов. Сер. Ядерная энергетика. — 2010. — № 1. — С. 6−12.
5. Шаманин И. В., Беденко С. В., Павлюк А. О., Лызко В. А. Использование программы ОЯЮЕМ-АЯР при расчете изотопного состава отработанного топлива реактора ВВЭР-1000 // Известия Томского политехнического университета. — 2010. -Т 317. — № 4. — С. 25−28.
Поступила 16. 01. 2012 г.
УДК 541. 64:547. 759. 32
ПРИБЛИЖЕННОЕ ОБОБЩЕННОЕ РЕШЕНИЕ ТЕПЛОВОГО СОСТОЯНИЯ ТЕЛА ПРИ МАЛЫХ ЧИСЛАХ ФУРЬЕ (Fo& lt-0,01)
В. С. Логинов, О.С. Симонова
Томский политехнический университет E-mail: loginovvs@tpu. ru
Получены простые аналитические решения при граничных условиях I и III родов, пригодные для расчета начальных стадий тепловых процессов в телах классической формы (пластина, цилиндр, шар).
Ключевые слова:
Теплопроводность, нестационарный тепловой режим, плотность теплового потока.
Key words:
Thermal conductivity, nonstationery thermal conditions, thermal flux density.
Введение
Длительная эксплуатация элементов энергетического оборудования (трубопроводы тепловых сетей, ядерные реакторы, турбогенераторы, ускорители заряженных частиц) в нерасчетных режимах приводит к их остановке. После ремонта проводится пуск в работу оборудования. В таких ситуациях зачастую наблюдаются необратимые тепловые процессы, связанные с разрушением тепловой и диэлектрической изоляции.
Особую актуальность представляет собой проектирование и расчет новых энергосберегающих энергетических установок с повышенными удельными энергетическими или электромагнитными характеристиками. Расчеты с большим количеством начальных и граничных условий не всегда приводят к достоверным результатам. Таким образом, возникла необходимость в обосновании и исследовании инженерного метода теплового расчета развития начальной стадии теплового процесса.
Постановка задачи
Ниже изложена методика с использованием так называемых датчиков плотности теплового потока [1]:
ди
q = pcS
дт
где р — плотность- с — удельная массовая теплоемкость- 8 — характерный размер- и — избыточная температура- т — текущее время.
В [2] изложен простой метод оценки теплового состояния плоского элемента на начальной стадии процесса. Он не требует использования множества чисел краевой задачи Штурма-Лиувилля и решения трансцендентных уравнений. Целью настоящей работы является получение обобщенного решения теплового состояния элемента (п=0 — пластина- п=1 — цилиндр- п=2 — шар) справедливого для малых чисел Фурье (Бо& lt-0,01).
Пусть требуется приближенно решить одномерную нестационарную задачу теплопроводности
дв
dFo
1
~Rn
д
д R
R
дв д R
Fo & gt- 0, 0 & lt- R & lt-1, (1)
при краевых условиях
в (R, 0) = 1,
дв (0, Fo) дR
= 0,
в (1, Fo) = 0. T (?, т) — Тс
(2)
(3)
(4)
Здесь в (Л, Бо) = ^ ~ - безразмерная
Т0 — тс
температура- Т (?, т), Т0, Тс — соответственно температуры: текущая, начальная и на границе тела- ?
Л = - - безразмерная координата- ?1 — текущая
Ь1

ПоказатьСвернуть
Заполнить форму текущей работой