SCI Библиотека

Статья посвящена анализу результатов расчета реакторных экспериментов, проведенных на энергоблоках с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 с использованием кода ATHLET/BIPR-VVER (версия 1.0) полномасштабного согласованного нейтронно-физического и теплогидравлического моделирования процессов в ВВЭР. Моделирование проводилось с целью валидации кода ATHLET/BIPR-VVER. Отобранные для моделирования процессы мультифизичны, в них происходит взаимодействие нейтронно-физических и теплогидравлических явлений. В ходе экспериментов проводилась подробная регистрация параметров энергоблока. В статье освещены основные приближения кода ATHLET/BIPR-VVER и представлены результаты моделирования экспериментов. Экспериментальные данные и результаты моделирования имеют достаточную полноту и точность представления для подготовки соответствующих бенчмарков. Приводятся описание следующих экспериментов: - отключение одного из четырех ГЦНА на энергоблоке ВВЭР-1000; - подключение одного ГЦНА к трем работающим на энергоблоке ВВЭР-1200; - переход на режим естественной циркуляции при вводе в эксплуатацию энергоблока ВВЭР-1200. Результаты моделирования описанных экспериментов с использованием кода ATHLET/BIPR-VVER показывают хорошее совпадение с экспериментальными данными и подтверждают паспортную точность расчета физических и теплогидравлических характеристик.

Создание ядерной энергетической системы нового поколения направлено на реализацию Стратегии устойчивого долгосрочного развития энергетической системы России, повышение доли атомной генерации в выработке электроэнергии, отвечает концепции достижения углеродной нейтральности в области энергетики. Поставленная задача может быть решена путем эффективного замещения выбывающих мощностей электрогенерации энергоблоками нового поколения с реакторами типа ВВЭР и экономически конкурентоспособными реакторами на быстрых нейтронах. При этом развитие проектов инновационных реакторных установок c ВТГР позволит рассматривать возможность использования ядерных технологий в области неэлектрического применения. Повышение ядерной и радиационной безопасности и соответствие требованиям на уровне установок Поколения IV выполняется при проектировании новых реакторов типа ВВЭР, БН, ВТГР. Изменения системных требований, в первую очередь в части технико-экономических показателей, обусловливают развитие проектов, многовариантность организации ЯЭС, что определяет задачи системных исследований сложных энергетических систем с применением широкого набора критериев, включая критерии неэнергетического использования ядерных установок. Развитие ядерных технологий БН и ВТГР обеспечивает повышение уровня безопасности на всех стадиях жизненного цикла объектов ядерной энергетической системы, производство электроэнергии, высокотемпературного тепла, решение задач эффективного использования природного ядерного топлива, замыкания ядерного топливного цикла, наработку радиоактивных изотопов, продуктов технологического цикла, развитие международного бизнеса.

Представлены результаты расчетов накопления и трансмутации актиноидов в процессе работы теплового реактора c уран-плутониевым МОКС-топливом. Целью является исследование неопределенности при расчетах выгорания топлива и накопления минорных актиноидов с использованием различных программных комплексов, базирующихся на единой базе ядерных констант. Исследования выполнены на примере расчетов выгорания тестовой модели тепловыделяющего элемента инновационного реактора с регулируемым спектром нейтронов с МОКС-топливом. Расчеты выполнены с использованием программных комплексов MCNP5 и WIMS-D5.Полученные результаты с помощью MCNP5 и WIMS-D5 проанализированы и сопоставлены между собой. В расчетах использованы библиотеки ядерных данных на основе ENDF/B-VII.1 и РОСФОНД-2020.2. Для программы MCNP5 файлы данных были переработаны в формат АСЕ, а для WIMS-D5 представлены в различных энергетических разбивках в 69-ти и 172-х группах. Расчеты выгорания топлива и накопления минорных актиноидов с использованием программы MCNP5 проведены в комплексе c модулями расчета изотопной кинетики ORIGEN2 и CINDER90. При этом использовались различные библиотеки ядерных данных на основе ENDF/B-VII.1 и РОСФОНД-2020.2. Проведенные расчеты по MCNP5 c модулями ORIGEN2 и CINDER90 показали их согласованность. Для программы WIMS-D5 в сравнении с расчетами по MCNP5 показано, что более надежными являются результаты, полученные в 172-х группах.

Приводятся результаты сравнения расчетных данных с показаниями приборов контроля течи воды в натрий и гидродинамических параметров во втором натриевом контуре, наблюдавшихся во время инцидента с течью воды в натрий в модуле основного пароперегревателя (ОП) РУ БН-600 19 января 1982 г. Расчеты выполнялись с помощью двух кодов, предназначенных для анализа эффективности системы контроля межконтурной неплотности парогенератора при малых течах (SLEAK) и системы защиты парогенератора и второго контура от превышения давления при больших течах (LLEAK-3C 1.0). Использование двух расчетных кодов позволило смоделировать работу системы защиты парогенератора БН-600 при течи в парогенераторе с учетом ее эволюции.
Результаты расчетного моделирования реального инцидента на РУ БН-600 подтверждают адекватность физико-математических моделей, реализованных в кодах SLEAK и LLEAK-3C 1.0.

Выполнено сценарное моделирование накопления америция и плутония-241 в модели двухкомпонентной ядерной энергетики России с тепловыми (ВВЭР) и быстрыми (БН) реакторами. При этом процесс переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) моделировался в двух вариантах: как приоритетная переработка ОЯТ реакторов ВВЭР или ОЯТ реакторов БН. Помимо накопления америция в системе без выжигания исследовалось накопление этого актинида с учетом его гомогенного выжигания в МОКС-топливе быстрых реакторов на уровне его равновесного содержания ~ 1%. Показано, что приоритетная переработка ОЯТ ВВЭР позволяет уменьшить накопление америция к концу века на ~8 тонн, при этом эффект достигается тем, что используется свежевыделенный плутоний с малой выдержкой, тем самым в быстром реакторе приоритетно уничтожается источник америция без непосредственного обращения с ним. Гомогенная добавка америция в топливо быстрых реакторов типа БН-1200 на уровне ~ 1% позволяет к 2070 г. остановить накопление америция в двухкомпонентной системе, стабилизировав его на уровне ~ 40 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ ВВЭР и ~ 50 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ БН.