УДК 621.039.53
ДИНАМИКА ИЗМЕНЕНИЯ КИНЕТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ИР ВВР-К С НИЗКООБОГАЩЕННЫМ ТОПЛИВОМ ПРИ ПОСТЕПЕННОЙ ЗАМЕНЕ
ВОДЯНОГО ОТРАЖАТЕЛЯ НА БЕРИЛЛИЕВЫЙ
Сайранбаев Д.С., Колточник С.Н., Шаймерденов А.А., Накипов Д.А., Кенжин Е.А.
Институт ядерной физики МЭ РК, Алматы, Казахстан
В 2015 году в рамках перевода реактора ВВР-К на топливо пониженного обогащения проведена модернизация основных систем реактора, включая полную замену СУЗ. Новая конфигурация активной зоны реактора стала компактной и более энергонапряженной; изменился характер выгорания топлива. Увеличилось количество ра- бочих органов СУЗ, изменились и их геометрические параметры.
Согласно концепции конверсии реактора ВВР-К, в течение первого года эксплуатации будет производиться по- степенная замена водяного отражателя на бериллиевый, что сопряжено с изменением нейтронно-физических характеристик реактора. Настоящая работа посвящена определению кинетических параметров реактора ВВР-К, связанных с формированием бериллиевого отражателя. Для корректного вычисления реактивности новой аппа- ратурой СУЗ необходимо вводить в систему значения кинетических параметров активной зоны, такие как доли запаздывающих нейтронов и постоянные распада для шести групп. Определению значений этих параметров и динамике их изменения в ходе эксплуатации реактора посвящена настоящая работа.
ВВЕДЕНИЕ
Исследовательский реактор ВВР-К, введенный в эксплуатацию в 1967 году [1], переведен на топливо пониженного обогащения по изотопу урана-235 [2, 3]. Номинальная тепловая мощность реактора 6 МВт. В 2016 году после проведенных физического и энергетического пусков началась его эксплуатация с низкообогащенным топливом [4].
Для сохранения высокой плотности потоков ней- тронов в облучательных каналах активной зоны ко- личество ТВС в зоне по мере выгорания топлива со- храняется неизменным, а боковой водяной отража- тель, который образуют вытеснители с водой, посте- пенно замещают блоки бериллия. Изменение конфи- гурации активной зоны и выгорание топлива приво- дят к изменению нейтронно-физических характери- стик активной зоны реактора.
В ядерном реакторе за управление цепной ядер- ной реакцией деления отвечают рабочие органы (РО) СУЗ. К последним предъявляются повышен- ные требования правил ядерной безопасности, так как их работа напрямую влияет на безопасную экс- плуатацию реактора. На исследовательском реакто- ре ВВР-К в качестве материала поглотителя в РО СУЗ используется карбид бора с естественным изо- топным составом.
Цель работы – исследовать динамические и ки- нетические процессы в реакторе ВВР-К при форми- ровании бериллиевого отражателя с применением компьютерного кода MCNP [5, 6]. Знание кинетиче- ских параметров реактора поможет не только для обоснования безопасной эксплуатации реактора, но и для корректного вычисления реактивности аппара- турой СУЗ.
ОПИСАНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ C НОУ ТОПЛИВОМ В активной зоне исследовательского реактора (ИР) ВВР-К используются тепловыделяющие сбор-
ки типа ТВС ВВР-КН [4]: восьмитрубная (ТВС-1) и пятитрубная (ТВС-2). Топливом служит металлоке- рамическая композиция UO2-Al с плотностью урана 2,8 г/см3 и обогащением по урану-235 19,7 %. Пяти- трубная ТВС, имеющая внутри полость, предназна- чена для установки каналов РО СУЗ.
Сформированная во время физического пуска ре- актора исходная рабочая конфигурация активной зо- ны, с запасом реактивности ~7 % k/k, содержит 17 ТВС-1, 10 ТВС-2, восемь облучательных каналов и боковой водный отражатель из 50 вытеснителей с водой (см. рисунок 1, а, где она обозначена как
«17+10»). Далее по мере выгорания топлива прово- дится постепенная загрузка в активную зону блоков бериллия, при этом количество ТВС остается неиз- мененным, а также нет перемещений ТВС внутри активной зоны. Постепенную замену вытеснителей с водой на блоки бериллия с неизменным количест- вом ТВС-1 и ТВС-2 иллюстрируют рисунки 1, б–д.
После конверсии, эксплуатация реактора проводит- ся рабочими циклами по 20 суток каждый (200 эф- фективных суток за год). В летний период прово- дится двухмесячный останов реактора на плановый предупредительный ремонт (ППР).
Количество элементов в последовательных кон- фигурациях активной зоны и аббревиатуры, исполь- зуемые в тексте для обозначения конфигураций, приведены в таблице 1.
Таблица 1. Количество элементов в конфигурациях активной зоны
Аббревиатура ТВС-1 ТВС-2 облуч. канал вытес- нитель блок
Ве
«17+10» «0» 17 10 8 50 0
«17+10+10Вe» «1» 17 10 8 40 10
«17+10+16Вe» «2» 17 10 8 34 16
«17+10+23Вe» «3» 17 10 8 27 23
«17+10+49Вe» «4» 17 10 8 1 49
а) “17+10”: Циклы 1–3.
«Свежее» топливо. Водный отражатель.
б) “17+10+10Be”: Циклы 4–9.
Среднее выгорание 21,8 %. в) “17+10+16Be”: Циклы 10–12.
Среднее выгорание 29,0 %.
г) “17+10+23Ве”: Циклы 13–15.
Среднее выгорание 36 %.
д) “17+10+49Ве”: Циклы 16–19.
Среднее выгорание 43 %.
Рисунок 1. Последовательные конфигурации активной зоны с увеличивающимся количеством блоков бериллия
ТВС-1 ТВС-2
Рисунок 2. Компьютерные модели восьмитрубной и пятитрубной ТВС и активной зоны с бериллиевым отражателем
Для моделирования физических процессов в ак- тивной зоне реактора ВВР-К с использованием ме- тода Монте-Карло применяется компьютерный код MCNP. В создаваемом пользователем файле исход- ных данных для работы с кодом MCNP моделирует- ся детальная геометрия всех компонентов активной зоны реактора ВВР-К, включая РО СУЗ, а также все присутствующие в ней материалы. Концентрации ядер материала топлива задаются пользователем от- дельно для каждой ТВС, сначала – на основе данных паспортов ТВС, а по мере определения выгорания топлива – используя выдачу файлов MCNP6, реша- ющих задачу выгорания. Выгорание топлива опре- делялось с учетом фактического времени работы ре- актора ВВР-К на номинальной мощности 6 МВт.
Здесь применяется гетерогенное описание ТВС: оп- ределен каждый твэл с его топливным сердечником и двумя оболочками из сплава САВ-1. Внутри ТВС определяется усредненное по ее объему выгорание.
Описание ТВС иллюстрирует рисунок 2.
Ключевым физическим явлением, сопровождаю- щим процесс деления тяжелых ядер, является испус- кание осколками деления вторичных быстрых ней- тронов, иначе называемых мгновенными нейтрона- ми, или нейтронами деления, в течение не более 10−13 секунд. Запаздывающие нейтроны – это ней-
троны, которые испускаются осколками деления че- рез некоторое время (от миллисекунд до нескольких минут). Для описания временного поведения реакто- ра важно разделение вторичных нейтронов на мгно- венные и запаздывающие нейтронов. Именно благо- даря наличию запаздывающих нейтронов возможен контроль процессов ядерного деления в активной зоне.
Новая аппаратура СУЗ реактора ВВР-К – это комплекс АСУЗ-18Р, который состоит из многочис- ленных блоков контроля и отображения [7]. Вычис- ление реактивности осуществляется с использовани- ем точечной модели реактора, где зависимость сред- него количества нейтронов от времени N(t) описыва- ется уравнениями:
6
1 ,
( eff) i i
i eff i
i
i i
dN N
C Q
dt dC N dt C
(1)
где N – среднее число нейтронов в реакторе; ρ – реа- ктивность реактора; Λ – среднее время генерации нейтронов в реакторе, с; Ci – концентрация эмитте- ров запаздывающих нейтронов i-й группы; λi – по- стоянная распада эмиттеров запаздывающих нейтро-
нов i-й группы; βeff,i – эффективная доля запаздыва- ющих нейтронов i-й группы; βeff– эффективная доля запаздывающих нейтронов.
Период разгона и реактивность ρ связаны с долей запаздывающих нейтронов βi и постоянными распа- да дочерних нуклидов, образованных в результате деления урана, соотношением, которое иногда назы- вают формулой обратных часов:
, f eff i
e f i
Tk i T
, (2) где Λ – время жизни мгновенных нейтронов, βeff,i – эффективная доля запаздывающих нейтронов i-й группы; λi – постоянная распада ядер-предшествен- ников запаздывающих нейтронов i-й группы, с−1; T – период реактора, с.Период разгона реактора T – это время увеличе- ния мощности реактора в е раз. Период удвоения мощности T(2) связан с периодом разгона Т очевид- ным соотношением: Т(2)= T ln2. Воспользовавшись формулой (2) и перейдя от Т к Т(2), найдем зависи- мость реактивности от периода удвоения мощности реактора (рисунок 3).
РЕЗУЛЬТАТЫ И ИХ ОБСУЖДЕНИЯ
Код MCNP6 использует стандартное разделение запаздывающих нейтронов на шесть групп, каждая из которых характеризуется усредненной постоян- ной радиоактивного распада λi ядер-предшественни- ков, испускающих их. Расчетные значения долей за- паздывающих нейтронов и постоянных радиоактив- ного распада λi ядер-предшественников приведены в таблице 2.
Анализ таблицы 2 показывает, что по мере воз- растания количества бериллия в активной зоне эф-
фективная доля запаздывающих нейтронов умень- шается, а время жизни мгновенных нейтронов уве- личивается. Это объясняется тем, что бериллиевый отражатель служит также и источником фотоней- тронов, образующихся в результате реакции (γ, n).
С использованием расчетных значений кинетиче- ских параметров для основных конфигураций актив- ной зоны с бериллиевым отражателем построена за- висимость реактивности реактора от периода удвое- ния мощности (см. рисунок 3). Эти данные были ис- пользованы при градуировке РО СУЗ методом асим- птотического периода.
Оценено также влияние на эффективности РО СУЗ физических процессов, связанных с постепен- ной загрузкой блоков бериллия в активную зону.
Рассчитанные с применением кода MCNP5 значения эффективности РО СУЗ для рассматриваемых кон- фигураций активной зоны приведены в таблице 3.
Рисунок 3. Зависимость реактивности активной зоны от периода удвоения мощности реактора ВВР-К Таблица 2. Кинетические параметры пяти характерных загрузок активной зоны реактора ВВР-К*
загрузка «17+10» «17+10+10Вe» «17+10+16Вe» «17+10+23Вe» «17+10+49Ве»
1 0,00027 0,00024 0,00026 0,00026 0,00024
0,00139 0,00136 0,00131 0,0013 0,00127
3 0,00135 0,00125 0,00122 0,00123 0,00117
4 0,00287 0,00289 0,00283 0,00274 0,0027
5 0,00122 0,00127 0,00111 0,00112 0,0011
6 0,00053 0,00048 0,00049 0,00074 0,00047
eff, % 0,763 0,749 0,728 0,713 0,695
1, 1/с 0,01334 0,01334 0,01334 0,01249 0,01334
2, 1/с 0,03272 0,03271 0,03268 0,03175 0,03267
3, 1/с 0,12081 0,12076 0,12069 0,10943 0,12065
4, 1/с 0,30312 0,30308 0,303 0,31740 0,30297
5, 1/с 0,85097 0,85104 0,85119 1,35184 0,85127
6, 1/с 2,85794 2,85743 2,85681 8,66765 2,85648
, мкс 46,1 50,6 59 60,6 70,3
, % 6,69 7,75 5,86 6,09 6,86
* Статистическая ошибка всех расчетов: запаздывающих нейтронов составляет менее 3,0E−5, постоянной распада – менее 1.,0E−5, времени жизни мгновенных нейтронов – не более чем 1 мкс.
30 32 34 36 38 40
0.08 0.09 0.10 0.11 0.12
Реактивность, %k/k
период удвоения мощности, с
0 Be 10 Be 16 Be 23 Be 49 Be
Таблица 3. Эффективности ($) РО СУЗ последовательных конфигураций активной зоны со «свежим» и выгоревшим топливом
РО СУЗ
Конфигурация активной зоны *
Расчет (MCNP) Энергопуск Расчет (MCNP)
“1” “2” “3” “4”
АР 0,35 0,35 0,50 0,69 0,64
1КО 1,39 1,17 1,73 2,08 2,22
2КО 2,60 2,54 3,07 3,81 3,52
3КО 2,82 2,99 2,77 2,72 3,14
4КО 1,44 1,36 1,84 1,86 2,35
5КО 1,80 1,82 2,1 2,00 2,46
6КО 2,48 2,75 3,37 3,42 3,39
1АЗ 1,18 1,22 0,84 1,09 1,52
2АЗ 1,32 1,31 1,52 1,95 1,47
3АЗ 1,23 1,23 1,75 1,90 1,42
* Обозначения конфигураций см. в таблице 1
Анализ таблицы 3 показывает, что суммарная эффективность РО СУЗ увеличивается по мере уве- личения блоков бериллия в активной зоне, а значит, с точки зрения ядерной безопасности, реактор ста- новится более безопасным.
ВЫВОДЫ
Получены эффективные доли запаздывающих нейтронов, постоянные распада, эффективности РО СУЗ для основных загрузок активной зоны, которые вносятся в систему АСУЗ-18Р для корректной оцен-
ки реактивности в течение, примерно, одного года работы реактора. Оценены также соответствующие эффективности РО СУЗ.
Показано, что с увеличением количества блоков бериллия в активной зоне эффективности РО СУЗ возрастают, тем самым улучшая ядерную безопас- ность реактора.
Работа выполнена при финансовой поддержке программы Министерства образования и науки Рес- публики Казахстан №BR05236400.
ЛИТЕРАТУРА
1. Возобновление эксплуатации реактора ВВР-К. Сборник статей, Алматы, А.о. ИАЭ НЯЦ РК, 1998 г. – 248 с.
2. Шаймерденов А.А., Накипов Д.А., Аринкин Ф.М., Гизатулин Ш.Х., Чакров П.В., Кенжин Е.А. 50 лет
исследовательскому реактору ВВР-К – материалы Международного научного форума «Ядерная наука и технологии», посвященный 60-летию Института ядерной физики, 12–15 сентября 2017 года, Алматы, Республика Казахстан, с. 405 3. Shaimerdenov A.A., Arinkin F.M., Chakrov P.V., Chekushina L.V., Gizatulin Sh.Kh., Koltochnik S.N., Nakipov D.A.
Conversion of WWR-K Research Reactor. // Proceeding of 37th International Meeting RERTR-2016. Antwerp, Belgium. – 2016.
– Р.6.
4. Аринкин Ф.М., Шаймерденов А.А., Гизатулин Ш.Х., Дюсамбаев Д.С., Колточник С.Н., Чакров П.В., Чекушина Л.В.
Конверсия активной зоны исследовательского реактора ВВР-К. – Атомная энергия, 2017, т. 123, №1 – с. 15–20.
5. «Комплекс аппаратуры системы управления и защиты для исследовательского реактора ВВР-К АСУЗ-18р, РУНК.501319.075», СНИИП-Систематом, Москва, 2014.
6. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. - Los Alamos National Laboratory, LA-UR-03-1987, 2008.
7. MCNP6 User’s Manual - Los Alamos National Laboratory, LA-CP-13-00634, 2013.
СУЛЫ ШАҒЫЛДЫРҒЫШТЫ БЕРИЛЛИЙЛІККЕ БІРТІНДЕП АУЫСТЫРУ КЕЗІНДЕ ТӨМЕН БАЙЫТЫЛҒАН ОТЫНДЫ ССР-Қ ЗР АКТИВТІ АЙМАҒЫНЫҢ
КИНЕТИКАЛЫҚ ПАРАМЕТРЛЕРІНІҢ ӨЗГЕРУ ДИНАМИКАСЫ
Д.С. Сайранбаев, С.Н. Колточник, А.А. Шаймерденов, Д.А. Накипов, Е.А. Кенжин ҚР Энергетика министрлігінің Ядролық физика институты, Алматы, Қазақстан
2015 жылы ССР-Қ реакторын төмен байытылатын отынға көшіру шеңберінде реактордың негізгі жүйелерін жаңғырту, оның ішінде БҚЖ толығынан ауыстыру жұмыстары жүргізілді. Реактордың активті аймағының жаңа конфигурациясы ықшам және барынша энергия кернеулі болды; отынның жану сипаты өзгерді. БҚЖ жұмыс органдарының саны ұлғайды, және де олардың геометриялық параметрлері өзгерді.
ССР-Қ реакторын конверсиялау тұжырымдамасына сәйкес, пайдаланудың алғашқы жылында сулы шағылдырғышты бериллийлікке біртіндеп ауыстыру жүргізіледі, ол реактордың нейтронды-физикалық
сипаттамаларының өзгеруімен тоғысатын болады. Бұл жұмыс бериллийлік шағылдырғыштың қалыптастырумен байланысты ССР-Қ реакторының кинетикалық параметрлерін анықтауға арналған. БҚЖ дұрыс жұмыс істеуі кешігуші нейтрондардың тиімді үлесі, лездік нейтрондардың өмір сүру уақыты сияқты активті аймақтың кинетикалық параметрлерін жүйеге енуін қарастырады. Сонымен бұл жұмыс осы параметрлердің мәндерін және реакторды пайдалану барысында олардың өзгеру динамикасын анықтауға арналған.
DYNAMICS OF CHANGES IN THE KINETIC PARAMETERS OF THE WWR-K RESEARCH REACTOR CORE WITH LOW-ENRICHED FUEL UNDER THE GRADUAL REPLACEMENT
OF THE WATER REFLECTOR BY BERYLLIUM REFLECTOR
D.S. Sairanbayev, S.N. Koltochnik, А.А. Shaimerdenov, D.А. Nakipov, Y.А. Kenzhin Institute of Nuclear Physics Ministry of Energy RK, Almaty, Kazakhstan
In 2015 the main reactor systems were modernized, including complete replacement of the control&instrumentation system within the conversion of the reactor WWR-K to low-enrichment fuel. The new reactor core configuration became compact and more energy-intensive; the character of fuel burn-up has changed. The number of C&I operating elements and their geometric parameters have been changed.
According to the concept of the reactor WWR-K conversion, the water reflector is planned to be gradually replaced by beryllium one during the first year of operation, which is associated with the change in the neutron-physical characteristics of the reactor. This paper is intended to determine the kinetic parameters of the reactor WWR-K associated with the formation of the beryllium reflector. The correct operation of C&I assumes the input of the core kinetic parameters values into the system, such as effective fraction of delayed neutrons, lifetime of instantaneous neutrons. This paper is devoted to determining the values of these parameters and the dynamics of their changes during the reactor operation.
