Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Параметрический анализ ядерной безопасности бассейна выдержки для ВВЭР-440

05.12.2019 2019 - №04 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

К. Капринайова Г. Фаркаш К. Криштофова П. Хауснер В. Слугень

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.4.09

УДК: 621.039.746

Статья посвящена параметрическому анализу выбранных физических величин, влияющих на баланс нейтронов в хранилище отработавшего топлива, расположенного на АЭС Моховце, в котором вследствие безопасности и законодательства находится 71 пустая позиция (без ТВС). Расчет выполнен в коде Serpent 2 с использованием библиотеки ядерных сечений ENDF/B-VII.0. Для анализа была выбрана трехмерная модель тепловыделяющей сборки реактора ВВЭР-440 с номинальным средним обогащением 4,87 масс.-. Проанализирована чувствительность коэффициента размножения к изменению шага решетки твэлов, шага ТВС, температуры теплоносителя, плотности топлива и массы бора в поглощающей стали ATABOR. Параметрический анализ показал, что на размножающие свойства системы негативно влияют увеличение шага решетки твэлов, увеличение плотности топлива, уменьшение шага абсорбционных труб, снижение температуры теплоносителя и уменьшение содержания бора в абсорбционных трубах. Полученные результаты согласуются с теорией, так как большинство рассмотренных параметров влияют на уран-водное отношение и, следовательно, на коэффициент размножения. Результаты параметрического анализа должны использоваться в модели хранилища отработавшего топлива для предложения оптимизированного сценария загрузки хранилища с использованием поглощающих частей СУЗ реактора ВВЭР-440 – таким образом хранилище может быть полностью загружено.

Ссылки

  1. Фаркаш Г., Криштофова К., Петришка М., Капринайова К., Хауснер П. Оптимизация хранения топливных кассет в ХОЯТ блоков 1 и 2 АЭС Моховце. / Технический отчет к подразделу 1.1.1 вер. 02 контракта «Исследования по повышению безопасности АЭС в Словакии». – Братислава: ФЭИ СТУ ИЯФИТ, 2019. – 61 с. (на словацком языке).
  2. Отчет о предэксплуатационной безопасности для блоков 1 и 2 АЭС Моховце c топливом Gd 4,87=. Глава 4. Реактор, ред. 1, АЭС12 Моховце. – Плзень: Концерн Shkoda, 2011. – 200 с. (на словацком языке).
  3. Постановление СР № 302012 с изменениями, внесенными Постановлением №. 1012016 «Установление деталей относительно требований к обращению с ядерными материалами, радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом». – Братислава: Ядерный регулирующий орган 2016. – 13 с. (на словацком языке).
  4. АЭС Моховце 440 МВт (блок № 2). Проект выполнения, PCB 1.02.03 – Хранилище отработавшего топлива. Уплотнение бассейна отработавшего топлива. / Технический отчет. – Плзень: Концерн Shkoda, 1991. – 18 с. (на словацком языке).
  5. Технологический регламент TP/1036. Оборудование для хранения и транспортировки отработавшего топлива. – АЭС Моховце, 2009. – 19 с. (на словацком языке).
  6. Слугень В., Бозик М., Миклош М., Земек М., Хатала Б., Фаркаш Г. Ядерный топливный цикл. – Братислава: Дидактис, 2014. – 178 с. (на словацком языке).
  7. Инструкция по эксплуатации АЭС Моховце. Правила ядерной безопасности при обращении с топливом. – Плзень: Концерн Shkoda, 1991. – 72 с. (на словацком языке).
  8. Hegyi G., Hordoshy G., Maraczy C., Panka I., Pataki I. Subcriticality Analysis of the Slim Fuel Assemblies at Paksh NPP. / Presented at the AER Working Group E. – Modra, 2017. – 22 с.
  9. Leppaanen J., Pusa M., Viitanen T., Valtavirta V., Kaltiaisenaho T. The Serpent Monte Carlo Code: Status, Development and Applications in 2013. // Ann. Nucl. Energy. – 2015. – Vol. 82. – PP. 142-150.
  10. Leppaanen J. Development of a New Monte Carlo Reactor Physics Code. – Finland: VTT Technical Research Centre of Finland, 2007. – 241 с.
  11. Chadwick M.B., Herman M., Oblozhinsky P. ENDF/B-VII.1 Nuclear Data for Science and Technology: Cross Sections, Covariances, Fission Product Yields and Decay Data. // Nuclear Data Sheets. – 2011. – Vol. 112. – No. 12. – PP. 2887-2996.
  12. ENDF Library – Evaluated Data Libraries including ENDF/B-VII.0. 2011. Ordered from IAEA. Электронный ресурс: http://www-nds.iaea.org/cd-catalog.html/ (дата доступа 15.08.2019).
  13. Mosteller R.D. ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VI, JEFF-3.1, and JENDL-3.3 Results for the MCNP Criticality Validation Suite and Other Criticality Benchmarks. / Proc. of the Intern. Conf. on Reactor Physics, Nuclear Power «A Sustainable Resource (PHYSOR 2008)». – Interlaken, Switzerland, 2008. – 5 с.
  14. Отчет о предоперационной безопасности для АЭС Моховце U213-TI-1768, 2005. Редакция 1, приложение №. 3, разделы 1 и 2. – М.: Федеральное агентство по атомной энергии, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ФГУ НЦ «Курчатовский институт», 2005. – 27 с. (на словацком языке).
  15. Техническая спецификация Shkoda Ae 1838 F. Аустенитная листовая нержавеющая сталь с содержанием бора от 1,05 до 1,2- для сварных труб компактных хранилищ. – Плзень: Концерн Shkoda, 1991. – 20 с. (на словацком языке).
  16. Химический состав листовой стали ATABOR, письмо KP 805 462290. – Братислава: Институт ядерных исследований, 1990. – 1 с. (на словацком языке).
  17. Бржезина М. и др. Проверка абсорбционных свойств нержавеющей стали, содержащей 10В. / Исследовательский отчет 360/34/2014. – Ясловске Богунице: ВУЙЕ Трнава, 2014. – 66 с. (на словацком языке).
  18. X-5 Monte Carlo Team. 2003b. MCNP – A General N-Particle Transport Code, Ver. 5 – Vol. II: User’s Guide. LA-CP-03-0245. – Los Alamos: Los Alamos National Laboratory, 24-Apr-2003.
  19. X-5 Monte Carlo Team. 2003a. MCNP – A General N-Particle Transport Code, Ver. 5 – Vol. I: Overview and Theory. LA-UR-03-1987. – Los Alamos: Los Alamos National Laboratory, 24-Apr-2003.
  20. X-5 Monte Carlo Team. 2003c. MCNP – A General N-Particle Transport Code, Ver. 5 – Vol. III: Developer’s Guide. LA-CP-03-0284. – Los Alamos: Los Alamos National Laboratory, 24-Apr-2003.

консервативный подход АЭС Моховце параметрический анализ Serpent 2 хранилище отработавшего топлива ВВЭР-440