Флюенсы быстрых нейтронов в зоне металла сварных швов корпуса реактора ВВЭР-1000 тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.16 ВАК РФ

!

/

УДК 621.039.5

Алхадж-Алі Самер

"ФЛЮЄНСИ ШВИДКИХ НЕЙТРОНІВ У ЗОНІ МЕТАЛУ ЗВАРНИХ ШВІВ КОРПУСА РЕАКТОРА ВВЕР-1000" •

Спеціальність 01.04.16 - фізика ядра, елементарних частинок

і високих енергій

Автореферат дисертації на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук

Київ - 2000

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана у Науковому центрі "Інститут ядерних досліджень” НАН України.

Науковий керівник: кандидат фізико-математичних наук,

БУКАНОВ Володимир Миколайович (НЦ "Інститут ядерних досліджень")

Офіційні опоненти: доктор фізико-математичних наук, професор,

Провідна установа Київський національний університет ім. Тараса Шевченка

Захист відбудеться 23 березня 2000 року о 14 годині 15 хвилин на засіданні спеціалізованої вченої ради Д26.167.01 при Науковому центрі "Інститут ядерних досліджень" НАН України за адресою: м.Київ-28, пр.Науки, 47.

З дисератцією можна ознайомитись у бібліотеці Наукового центра "Інститут ядерних досліджень" НАН України.

Автореферат розісланий " 22 " ЛЮТОГО 2000 року.

Вчений секретар

завідувач відділом радіаційного матеріалознавства

ГРИНИК Едуард Улянович

(НЦ "Інститут ядерних досліджень")

кандидат технічних наук, професор ШИРОКОВ Сергій Васильович (Національний технічний університет України "Київський політехнічний інститут")

спеціалізованої вченої ради

Г орпинич О.К.

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність теми. ОстанІм часом значно зріс інтерес до розробки та впровадження на АЕС систем, що забезпечують на сучасному рівні регистрацію нейтронно-фізичних параметрів, які впливають на працездатність елементів першого контура реактора. До такі« систем відноситься також система моніторування радіаційного навантажеиш корпуса реактора (КР), яка повинна забезпечувати визначення функціоналів нейтронного потоку, що діє на корпус. Корпус ВВЕР - найбільш відповідальний вузол реакторної установки. У процесі експлуатації реактора відбуваються зміни стану металу корпуса під впливом нейтронного опромінення.

Контроль поточного стану металу КР, оцінка радіаційного ресурсу його безаварійної роботи у всіх країнах, що експлуатують АЕС із корпусними реакторами, здійснюється за допомогою програми зразків-свідків (ЗС). Результати досліджень зразків є підставою для установлення фактичних змін властивостей матеріалу КР в умовах експлуатації АЕС. Проте результати досліджень ЗС можуть бути використані для визначення стана КР тільки в тому випадку, якщо відомий флюєнс нейтронів, накопичений критичними зонами корпуса, до яких, зокрема, відносяться його зварні шви.

Величина флюєнса нейтронів із Е„>0.5 МеВ, накопиченого критичними зонами КР у процесі його експлуатації, є одним із гранично-допустимых параметрів, при яких зберігається розрахунковий ресурс корпуса, його надійність і безпека. Тому, правила і норми, що діють в атомній енергетиці, вимагають проводити облік флюєнса нейтронів на корпус, починаючи з етапів пусконалагоджувальних робіт.

Таким чином, актуальність роботи обумовлена необхідністю визначення флюснсів швидких нейтронів, накопичених критичними зонами КР за час експлуатації, для контролю поточного стана металу корпуса й оцінки радіаційного ресурсу його безаварійної роботи.

. Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Робота виконана в лабораторії радіаційного навантаження корпусів реакторів відділу радіоелементного аналізу НЦ "Інститут ядерних досліджень" відповідно до прийнятої Науково-технічною радою Держкоматома України 19.04.96р. галузевою програмою робіт із матеріалознавчого супроводу ядерно-енергетичного комплексу України на 1996-2000 p.p. (розділ 2. Проблеми корпусів реакторів ВВЕР (першочергові задачі). Тематика роботи безпосередньо пов'язана з тематикою ряду міжнародних програм, спрямованих на удосконалювання методики визначення флюєисів нейтронів на КР. До них відносяться проект МАГATE RER/4/017 "Database for VVER-1000 Reactor Pressure Vessel"; проект у рамках програми TASIC SRR 2/95 "Development of

Advanced Methods for the Evaluation of Irradiation Embrittlement of VVER-1000/320 Type RP Vs".

Мета і задачі дослідження. У зв'язку з тим, що зварні шви КР відносяться до критичних зон корпуса, метою дисертаційної роботи була розробка методики і практичне визначення величин флюєнсів нейтронів із Е„>0.5 МеВ на зварні шви корпуса ВВЕР-1000, що розташовуються навпроти активної зони (АКЗ), за період експлуатації типового для АЕС України паливного завантаження.

Для досягнення поставленої мети треба було вирішити такі задачі:

- розробити тривимірну модель внугришньокоряусних пристроїв реактора BBEP-100Û для програми розрахунку переносу нейтронів у білякорпусному просторі (БКП) реактора;

- розробити і програмно реалізувати методику підготовки джерел нейтронів для транспортної програми з урахуванням часової та просторової залежностей їх розподілу;

-розробити конструкцію спеціального тримача для фіксації комплектів нейтронно-активаційних детекторів (НАД) і технологію його установки на зовнішній поверхні КР;

-розробити методику розрахунку поправки на розпад продуктів реакцій активації з урахуванням локальних змін густини потоку нейтронів (ГПН) біля зовнішньої поверхні КР, пов'язаних із перерозподілом поля енерговиділення в АКЗ протягом паливної кампанії;

-дослідити просторові й енергетичні характеристики поля нейтронів біля зовнішньої поверхні КР у районі зварних швів;

- визначити, чи існують особливості поля, пов'язані з проходженням нейтронів через матеріал зварних швів.

Наукова новизна отриманих результатів.

1. У результаті виконання дисертаційної роботи одержала подальший розвиток розроблена в НЦ "Інститут ядерних досліджень" розрахунково-експериментальна методика визначення флюєнсів швидких нейтронів на внутрішню поверхню й у товщі металу КР типу ВВЕР-1000.

2. Удосконалено програму чисельного розрахунку характеристик поля нейтронів у БКП реактора ВВЕР-1000.

3. Розроблена відмінна від стандартної методика розрахунку поправки на розпад продуктів реакцій активації за час опромінення НАД, що враховує локальні зміни ГПН біля зовнішньої поверхні КР через перерозподіл поля енерговиділення в АКЗ протягом паливної кампанії.

4. Вперше нейтронно-активаційним методом досліджені просторові й енергетичні характеристики поля нейтронів біля зовнішньої поверхні КР у районі зварних швів.

з

5. Показано відсутність особливостей поля, пов'язаних із проходженням нейтронів через матеріал зварних швів. ■

6. Вперше за допомогою розрахунково-експериментальної методики отримані величини флюєнсів нейтронів із Е„>0.5 МеВ на внутрішню поверхню, на глибині 1/4 і 3/4 товщини стінки КР на рівні зварних швів, що розташовуються навпроти верхньої і нижньої частин АКЗ, у 60-градусному секторі симетрії завантаження реактора.

Практичне значення отриманні результатів. Методика визначення флюєнсів швидких нейтронів на зварні шви корпуса ВВЕР-1000 дозволяє підвищити достовірність оцінки поточного стана металу КР діючого енергоблока. Вона забезпечує одержання інформації, необхідної для переносу результатів іспитів опромінених ЗС безпосередньо на метал зварних швів КР. Розрахунково-експериментальна методика, без будь-яких обмежень, може бути застосована на АЕС із реакторами ВВЕР-1000 для визначення флюєнсів нейтронів на зварні шви корпуса.

Розроблена розрахунково-експериментальна методика була використана для визначення флюєнсів нейтронів із Е„>0.5 МеВ на внутрішню поверхню, на глибині 1/4 і 3/4 товщини стінки КР блока №1 Хмельницької АЕС (ХАЕС) на рівні зварних швів, що розташовуються навпроти АКЗ, за період експлуатації 9го паливного завантаження. Отримані результати подані в звіті "Визначення флюєнса швидких нейтронів на основний метал корпуса реактора 1-го блока Хмельницької АЕС за період експлуатації 8-го паливного завантаження і на метал зварних швів №2 і №3 протягом 9-ї паливної кампанії".

Особистий внесок здобувача. При одержані результатів, наведених в дисертації, автор брав участь на всіх етапах роботи: у постановці задач та виборі методів їх розв'язання, виконанні необхідних інженерних розробок, отриманні експериментальних даних та виконанні чисельних розрахунків, аналізі отриманих результатів, підготовці рукописів статей до опублікування. Автор приймав провідну участь у розробці методики підготовки джерел нейтронів для транспортної програми з урахуванням часової та просторової залежностей їх розподілу та методики розрахунку поправки на розпад продуктів реакцій активації під час опромінювання, що враховує перерозподіл поля енерговиділення в активній зоні реактора протягом паливної кампанії. Виконав порівняльний аналіз даних, що отримані при стандартному підході до розрахунку поправки на розпад продуктів активації та з використанням розробленої методики. З метою перевірки методики підготовки джерел нейтронів виконав розрахунки швидкостей реакцій активації та порівняв їх з отриманими експериментально. Зробив обробку експериментальних даних, необхідних для дослідження просторових та енергетичних характеристик поля нейтронів біля зовнішньої поверхні корпуса реактора в зоні зварних швів,

проаналізував отримані дані з метою визначення наявності особливостей поля, пов’язаних з проходженням нейтронів крізь матеріали зварних швів, виконав чисельні розрахунки та отримав просторові індекси, які необхідні для визначення флюєнсів нейтронів на зварні шви корпуса ВВЕР-1000.

Апробація роботи. Результати, досліджень докладались на міжнародній конференції "Захист і безпека АЕС", (11-15 вересня 1997р., м.Одеса), на засіданнях Міжнародної робочої групи по дозиметрії корпусів реакторів \VGRD-VVER (29 вересня -. З жовтня 1997р., м.Санданскі, Болгарія), на щорічних наукових конференціях НЦ "ІЯД" (21-27 січня 1997р., 27-30 січня 1998р., м.Київ).

Публікації. По темі дисертації виконано вісім робіт, чотири з яких опубліковані у вигляді статей. Список публікацій приведений наприкінці автореферату.

Структура й обсяг дисертації. Дисертація складається з вступу, чотирьох розділів і висновків. Робота викладена на 124 сторінках машинописного тексту, включаючи 13 рисунків, 14 таблиць та список використаних джерел із 97 найменувань на 10 сторінках.

ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі обгрунтована актуальність теми роботи і показаний її зв'язок із науковими програмами, планами, темами; сформульовані мета і задачі дослідження; показана наукова новизна отриманих результатів і їхнє практичне значення.

Перший розділ дисертації містить аналіз сучасних методів визначення флюєнсів нейтронів на КР діючих енергоблоків.

На початку розділу описані основні технологічні характеристики конструкції і матеріалу корпуса ВВЕР-1000. Обгрунтовано необхідність визначення флюєнса швидких нейтронів на КР типу ВВЕР-1000 у районі зварних швів, розташованих навпроти нижньої і верхньої частин АКЗ. Показано, що це необхідно, як мінімум, з двох причин. Насамперед, визначивши максимальний сумарний флюєнс нейтронів на КР за час роботи реакгорної установки, можна порівняти його з гранично-допустимим, при якому зберігається розрахунковий ресурс корпуса, його надійність і безпека. Другою причиною є те, що знання флюєнсів нейтронів на основний метал і метал зварних швів КР із моменту початку експлуатації енергоблока, дозволяє перенести результати досліджень опромінених ЗС безпосередньо на метал корпуса.

Розглянуто сучасні методи визначення флюєнса швидких нейтронів на внутрішню поверхню й у товщі металу КР діючого енергоблока. Показано, що флюєнс нейтронів на КР може бути отриманий за допомогою розрахунково-

експериментальної методики, що включає чисельні розрахунки переносу нейтронів у БКП і експериментальне визначення характеристик поля нейтронів біля зовнішньої поверхні корпуса. Проте існуючі в даний час методики визначення флгоєнсів швидких нейтронів на КР призначені для корпусів типу або ВВЕР-440. Тому вони не можуть бути використані для корпуса ВВЕР-1000, бо конструктивно реактор типу ВВЕР-1000 істотно відрізняється як від реакторів типу Р\УЛ, так і від ВВЕР-440.

Далі розглядаються методи і програми розрахунку переносу нейтронів у БКП енергетичних реакторів. Показано, що використання методу Монте-Карло має найбільше переваг при розрахунку характеристик поля нейтронів у БКП реактора типу ВВЕР-1000.

Показано, що при вимірах характеристик поля нейтронів біля зовнішньої поверхні КР діючого енергоблока найбільш оптимальним є нейтронно-активацийний метод. Обгрунтовано вибір НАД для дозиметричних вимірів. Особлива увага приділена детекторам із ніобія. Проаналізовано об’єктивні труднощі, що виникають при їхньому практичному застосуванні. Описано методи визначення характеристик полів нейтронів за результатами активацийних вимірів НАД.

Завершує розділ постановка основних задач дисертаційної роботи, що випливають із проведеного в цьому розділі аналізу сучасного стана проблеми.

Другий розділ присвячений розвитку методики дозиметричних вимірів характеристик поля нейтронів біля зовнішньої поверхні корпуса ВВЕР-1000.

Експериментальне вимірювання просторово-енергетичних характеристик нейтронного поля в районі розташування зварних швів верхньої обечайки КР передбачає розміщення НАД на зовнішній поверхні корпуса. Для цього був розроблений і виготовлений спеціальний тримач із пристосуваннями для кріплення детекторів та розроблена технологія його установки на діючому серійному реакторі ВВЕР-1000. Тримач складається з вертикальної частини і трьох закріплених на ній горизонтальних частин. Горизонтальні частини тримача дозволили зафіксувати НАД на рівнях зварних швів верхньої обечайки корпуса, а також на рівні середини 4-го прошарку АКЗ. У конструкції передбачена можливість установки протягнених детекторів для дослідження просторових характеристик поля нейтронів у районі зварних швів.

Дослідний зразок тримача і технологія його установки перевірялися при дослідженні характеристик поля нейтронів біля зовнішньої поверхні КР блока №1 ХАЕС протягом 9-ї паливної кампанії. На горизонтальних частинах тримача в 60-градусному секторі симетрії АКЗ установлювалися комплекти НАД із N1), №, Ре, Ті, Си. Крім того, у зонах зварних швів за допомогою спеціального кріплення на горизонтальних частинах тримача закріплювалися протягнені НАД із ¡41, Ре і Си.

Після опромінення виконувалися у-спектрометричні виміри детекторів і визначалися питомі активності продуктів реакцій 93ЫЬ(п,п')9!шКЬ, 58№(п,р)58Со, 54Ре(п,р)51Мп, па1Ті(п,х)465с і 63Си(п,а)60Со на момент кінця опромінювання. З метою вірогодного визначення активностей опромінених біля зовніїііьої поверхні корпуса НАД були оптимізовані умови їх вимірювання на спектрометричній установці. ‘

Виміру активності 9 тМЬ передувало радіохімічне відділення ніобія від тантала по спеціально розробленій методиці. Вона заснована на методі йонообміної хроматографії на аніонітах із сильноосновних смол. Зразок, отриманий у результаті радіохімічнго поділу, являв собою тонкий прошарок дрібнодисперсного осадку ніобієвої кислоти. Для визначення хімічного виходу була обрана методика, заснована на вимірах активності 94ІЧЬ у початковому і кінцевому зразках. Детальні дослідження показали відсутність домішки тантала в кінцевих зразках, що говорить про високу ефективність методики радіохімічного відділення ніобія від тантала.

Визначення спектральних характеристик поля нейтронів біля зовнішньої поверхні КР за результатами активацийних вимірів потребує знання швидкостей реакцій активації. Щоб швидкість реакції відповідала номінальному рівню потужності реактора, при її визначенні необхідно враховувати спеціальну поправку на розпад продукту реакції за час опромінювання С0. Стандартна процедура визначення величини С0 заснована на припущеннях про незмінність форми спектру та пропорційність ГПН біля зовнішньої поверхні КР потужності реактора. Проте припущення про пропорційність ГТЇН потужності реактора може бути якоюсь мірою виправдано тільки на рівні центральних прошарків АКЗ, де перерозподіл поля енерговиділення протягом кампанії невеликий. А на рівні зварних швів верхньої обечайки КР, тобто в периферійних прошарках АКЗ, протягом кампанії відбувається достатньо істотний перерозподіл поля енерговиділення і, отже, може відбуватися зміна ГПН біля зовнішньої поверхні корпуса, не пов'язана зі зміною потужності реактора. Аналіз величин об'ємних коефіцієнтів нерівномірності енерговиділення К-у показав, що максимальна зміна Ку у тепловиділяючій збірці (ТВЗ) №13, що в значній мірі визначає ГПН на КР, досягло ~50% к кінцю 9-ї паливної кампанії блока №1 ХАЕС. Тому був розроблений принципово новий метод розрахунку поправки на розпад продукту реакції під час опромінення, що враховує вплив різноманітних, параметрів роботи реактора протягом паливної кампанії на зміни ГПН біля зовнішньої поверхні КР. З урахуванням перерозподілу поля енерговиділення в об'ємі АКЗ поправка С0 розраховується по формулі:

N

X [(фп - члЛ) ехр(Я.І„) - (ф„.і - 1|7,Л) ехр(Мп.,)] ехр(-ХТ) п=1

Со=-------------------------------------------------------------, (1)

N

Е wn (1п - и,) (фп + ф„.|) / 2Т-Ц.Ф п=1

де Я. - постійна розпаду продукту реакції активації, для якого розраховується поправка; Т,фф - ефективна тривалість кампанії; N - кількість інтервалів роботи реактора на умовно-постійному рівні потужності; - усереднений на часовому інтервалі (іп-і Лп) коефіцієнт використання номінальної теплової потужності; ф „ - розрахункова величина інтегральної НІН на зовнішній поверхні КР у момент часу Іп у припущенні, що в цей момент часу реактор працює на номінальному рівні потужності; \[іп - швидкість зміни ГПН на часовому інтервалі (^іА,), що розраховується по формулі:

Ч'п = (ф„-фп-і)/0п-1„-|). (2)

Вплив локальних змін ГПН біля зовнішньої поверхні КР, пов'язаних із перерозподілом поля енерговиділення в АКЗ реактора, на значення поправки на розпад продукту активації досліджувалося на прикладі 9-ї паливної кампанії блока №1 ХАЕС. Показано, що використання стандартного підходу до розрахунку С0 може бути виправдано тільки для реакцій 93МЬ(п,п')9:>т№>, бїСи(п,а)60Со і, до деякої міри, 54ґе(п,р)з4Мп. А визначення швидкостей реакцій 58№(п,р)58Со і "а'Ті(п,х)468с необхідно проводити тільки з застосуванням розробленого методу розрахунку величини поправки.

Визначення швидкостей реакцій активації потребує урахування вигоряння в процесі опромінювання НАД ізотопу, що активується, і продукту ядерної реакції. Проведена в дисертаційній роботі оцінка такої поправки з урахуванням реальної форми спектра нейтронів біля зовнішньої поверхні КР показала, що для всіх ізотопів, що активуються, і більшості продуктів реакцій активації поправка на вигоряння С„ відрізняється від одиниці менше ніж на 10'4%. Виняток складає 58Со, для якого С„ відрізняється від одиниці приблизно на 10'2% (з урахуванням шляху його утворення і через 38гаСо). Отже, наближення Св=1 забезпечує необхідну точність при проведенні розрахунків швидкостей реакцій активації.

Третій розділ присвячений удосконаленню розрахункової частини методики визначення флюєнсів нейтронів на основний метал верхньої обечайки КР типу ВВЕР-1000 на рівні середини АКЗ. Головним чином, це відноситься до програми розрахунку переносу нейтронів у БКП реактора.

Достовірність визначення розрахункових характеристик поля нейтронів

при рішенні транспортної задачі в значній мірі залежить від правильності завдання просторового розподілу джерел нейтронів. Поле нейтронів у БКП реактора ВВЕР-1000 формується за рахунок нейтронів ділення, що народжуються в периферійних ТВЗ АКЗ. Зв'язок між об'ємним енерговиділенням і густиною нейтронів ділення в і-й області АКЗ описується такою залежністю:

де 8і - густина нейтронів ділення; V, - число вторинних нейтронів на один поглинений із діленням; Ег, - ефективне енсрговиділешія на 1 акт ділення; qi -об'ємне енерговиділення. Розподіл поля енерговиділення в АКЗ може бути отриманий розрахунковим шляхом за допомогою спеціальних програм, що імітують вигоряння палива в процесі експлуатації паливного завантаження. При використанні з цією метою штатних програм супроводу експлуатації АЕС кожна ТВЗ умовно розділяється на 10 розрахункових ’прошарків. У межах кожного прошарку властивості ТВЗ і енерговиділення вважаються постійними. Таке представлення розподілу енерговиділення, а, отже, і джерела нейтронів, виправдано при транспортних розрахунках на рівні середини АКЗ. Проте цей підхід може призвести до значних похибок при розрахунках характеристик поля нейтронів в областях, віддалених від середини АКЗ, через можливі сильні градієнти в розподілі джерел нейтронів поблизу її верхньої і нижньої меж. Повною мірою це відноситься до районів зварних швів верхньої обечайки КР, що розташовуються приблизно на межах 2-го і 3-го, а також 8-го і 9-го розрахункових прошарків. У зв'язку з цим був розроблений комбінований метод підготовки розподілу джерел для транспортного розрахунку, що більш докладно описує висотні розподіли полів енерговиділення в АКЗ реактора. Цей метод заснований на припущенні, що просторовий розподіл нейтронів, що народжуються, тобто джерел, пропорційний ГПН.

Висотний розподіл ГПН для і-го прошарку може бути поданий у вигляді двох відрізків, що лежать на прямих, що описуються рівняннями:

Рівняння (4) використовується при визначенні ГПН у нижній половині і-го прошарку, а (5) - верхньої. Коефіцієнти при невідомих у цих рівняннях визначаються по відомим, розрахованим штатною програмою супроводу експлуатації, значенням нейтронних потоків, включаючи нульові при виконанні граничних умов на торцевих ділянках АКЗ.

Б, = — • ч,, Еп

(3)

у = ам ■ х + Ь,.| у = а, • х + Ьі.

(4)

(5)

Разділимо і-й прошарок на і підгірошарків. Проінтегруємо по висоті ^го підпрошарку верхньої половини і-го прошарку функцію розподілу нейтронного потоку, яка визначається рівнянням (5). Тоді величина

пропорційна середньому значенню ГПН у _і-му підпрошарку і-го прошарку. Якщо ]-й підпрошарок знаходиться в нижній половині і-го прошарку, то аналогічна величина знаходиться шляхом інтегрування рівняння (4).

Тоді, з урахуванням припущення про пропорційність між ГПН і розподілом джерел нейтронів, можливість народження нейтрона в і-му підпрошарку і-го прошарку визначається співвідношенням

Якщо прошарок розділений на достатньо велику кількість підпрошарків, то можна вважати, що в межах кожного з них джерела нейтронів розподілені рівномірно. Тоді розиграш висотної координати точки вильоту нейтрона значно спрощується. Таким чином, на основі спільного використання даних про розподіл нейтронного потоку і поля енерговиділення в АКЗ ВВЕР-1000 можна одержати більш детальний просторовий розподіл джерел. Такий підхід повною мірою враховує граничні умови, які використовуються при визначенні ГПН, і висотну залежність розмножуючих властивостей ТВЗ.

Комбінований метод підготовки розподілу джерел для транспортних розрахунків перевірявся порівнянням розрахункових і експериментально отриманих величин. Протягом 9-ї паливної кампанії блока №1 ХАЕС біля зовнішньої поверхні КР на значній відстані по висоті від середини АКЗ опромінювались комплекти НАД. Результати розрахунків швидкостей реакцій активації 58№(п,р)58Со та 34Ре(п,р)54Мп, виконаних із використанням розробленого методу опису висотного розподілу джерел нейтронів, порівнювалися з отриманими експериментально. Порівняння показало необхідність використання при проведенні транспортних розрахунків для областей КР, віддалених від середини АКЗ, саме комбінованого методу підготовки розподілу джерел.

Крім розробки методики підготовки розподілу джерел нейтронів в АКЗ реактора, було здійснене удосконалення геомодуля програми розрахунку переносу нейтронів у БКП реактора. До особливостей удосконаленого геомодуля можна віднести таке:

-розрахункова область (РО) являє собою 60-градусний сектор симетрії

(аі -х2 / 2 + Ьі х)

(6)

(7)

к=1

АКЗ і БКП реактора, включаючи біологічний захист. Це дає можливість робити транспортні розрахунки з метою визначення радіаційного навантаження на КР практично для усіх варіантів паливних завантажень;

-враховані особливості конструкції зовнішньої поверхні вигородки реактора та наявність наплавлення з. аустенітної сталі на внутрішній поверхні КР, змодельовані повітряний проміжок між тепловою ізоляцією і біозахистом, а також два ряди циліндричних каналів у біологічному захисті з трубами, що знаходяться у них;

-здійснюється відстеження висотної координати при моделюванні нейтронних траєкторій, іцо дозволяє вирішувати задачу переносу нейтронів в тривимірній РО. Це принципово важливо для визначення просторово-енергетичних характеристик поля нейтронів у районі зварних швів, тому що вони, виходячи з конструктивних особливостей АКЗ і БКП реактора ВВЕР-1000, знаходяться в зоні значних аксіальних і радіальних градієнтів ГПН;

- використання в розрахунках статистичних ваг з урахуванням потвельного розподілу джерел і частки нейтронів, що потрапляють при народженні в кожну енергетичну групу;

-використання розподілу джерел, підготовленого по розробленій комбінованій методиці, що дозволяє коректувати вагову функцію нейтрона, що стартує, у залежності від висотної координати місця старту;

-застосування оптимізованого для даної РО методу "розщеплення в точках зіткнення + рулетка на поверхнях";

-графічний супровід розрахунку, що дозволять контролювати правильність завдання розподілу поля енерговиділення в АКЗ, хід розрахунку і максимальної статистичної похибки величин групових ГПН у зонах реєстрації.

Програма розрахунку переносу нейтронів у БКП реактора з удосконаленим геомодулем дозволяє виконувати розрахунки характеристик поля нейтронів у районі зварних швів КР ВВЕР-1000 методом Монте-Карло з високою деталізацією РО, що завжди позитивно позначається на результатах розрахунку.

Четвертий розділ дисертації присвячений визначенню накопичених за 9-у паливну кампанію блока №1 ХАЕС флюєнсів нейтронів із Еп>0.5 МеВ на зварні шви верхньої обечайки КР, що розташовуються навпроти нижньої частини АКЗ (шов №2) і верхньої частини АКЗ (шов №3).

Метали, що входять у зону зварного шва, можуть відрізнятися по хімічному складу і своїх металургійних властивостях. Тому, перед використанням розрахунково-експериментальної методики для визначення флюснсів нейтронів на зварні шви досліджувалося, чи існують особливості поля біля зовнішньої поверхні КР, пов’язані з проходженням нейтронів через матеріал зварних швів. Ці дослідження виконувалися за допомогою

протягнених НАД із N1, Ре і Си. Вони розташовувалися перпендикулярно осі симетрії зварного шва. Довжина таких НАД була обрана рівної 15 см для того, щоб перекрити всю довжину зварного шва на зовнішній поверхні КР, включаючи лінію сплавлення, і захопити прилягаючі до нього зони термічного впливу і основного металу. Після опромінювання протягом 9-ї паливної кампанії активності НАД були обміряні на у-спектрометричній установці. Перед вимірами протягнені НАД розрізалися на ЗО частин, кожна з яких мала довжину 5 мм. По обміряних активностях розрізаних на частини НАД розраховувалися швидкості реакцій активації. При розрахунках враховувалася зміна ГПН біля зовнішньої поверхні КР у зонах зварних швів під час опромінювання протягнених НАД, пов'язана зі зміною потужності реактора і перерозподілом поля енерговиділення в АКЗ протягом паливної кампанії.

З метою виявлення можливих особливостей поля нейтронів біля зовнішньої поверхні КР у зонах зварних швів №2 і №3 аналізувалися результати активаційних вимірів. Аналіз показав наявність систематичної зміни активності по довжині детектора для всіх протягнених НАД, що розташовувалися на зовнішній поверхні корпуса як навпроти зварного шва №2, так і навпроти зварного шва №3. На основі результатів аналізу було зроблене припущення, що зміна активності по довжині індикаторів пов’язана зі зміною поля енерговиділення по висоті периферійних ТВЗ. Ці ТВЗ головним чином формують поле нейтронів біля зовнішньої поверхні КР.

Для перевірки зробленого припущення удосконаленою програмою розрахунку переносу нейтронів були розраховані швидкості реакцій активації з8№(п,р)58Со, 54Ре(п,р)54Мп, 63Си(п,а)60Со на зовнішній поверхні КР у залежності від висоти АКЗ. Розрахунки виконувалися для кутів 5° та 37° 60градусного сектора симетрії АКЗ. Залежності зміни швидкостей реакцій активації для протягнених НАД від висоти АКЗ порівнювалися з залежностями, отриманими при розрахунках.

Порівняльний аналіз експериментальних і розрахункових даних показав, що зміна активності протягнених НАД по довжині пояснюється зміною ГПН біля зовнішньої поверхні КР по висоті АКЗ і не пов'язане з будь-якими особливостями проходження нейтронів через матеріал зварних швів. Отже,-просторові характеристики поля нейтронів біля зовнішньої поверхні корпуса в зонах зварних швів №2 і №3 можуть визначатися по тій же методиці, що використовується в області основного металу.

Удосконаленою транспортною програмою були розраховані просторові індекси, що характеризують ослаблення потоку швидких нейтронів при проходженні металу корпуса. Просторовий індекс для внутрішньої поверхні КР (КВІ,утр) визначався як відношення інтегральних ГПН із Е„>0.5 МеВ у розрахункових детекторах з однаковою кутовою координатою, що

розташовуються на дугах кіл, що описують внутрішню і зовнішню поверхні корпуса. Аналогічно визначалися і просторові індекси для глибини 1/4 і 3/4 товщини стінки КР (К|/4 та К3/4).

Методика визначення флюєнсів нейтронів із Еп>0.5 МеВ на внутрішню поверхню й у товщі металу корпуса JJBEP-1000 включає виміри спектральних характеристик поля нейтронів біля зовнішньої поверхні КР. Спектральні характеристики поля нейтронів біля зовнішньої поверхні КР у зонах зварних швів визначалися також нейтронно-активаційним методом. Для цього на рівні середини зварних швів №2 і №3 на зовнішній поверхні КР установлювалися комплекти НАД. Комплекти включали детектори з Nb, Ni, Fe, Ті і Cu. За результатами вимірів активностей НАД з урахуванням всіх описаних вище поправок були визначені швидкості реакцій активації 93Nb(n,n')93mNb, 53Ni(n,p)58Co, 54Fe(n,p)54Mn, MtTi(n,x)46Sc, 63Cu(n,a)№Co. По швидкостях цих реакцій за допомогою ітераційної процедури типу SAND-II визначалися спектри нейтронів у точках біля зовнішньої поверхні КР, де опромінювалися комплекти НАД. Перерізи реакцій активації і похибки цих величин узяті з IRDF-90. У якості першого наближення шуканих спектрів використовувалися спектри нейтронів, отримані біля зовнішньої поверхні КР при розрахунку переносу нейтронів у БКП реактора. По відновленим спектрам визначалися інтегральні ГПН в енергетичному діапазоні від 0.5 до 20 МеВ.

Флюєнси нейтронів на зовнішню і внутрішню поверхні (Ф зовшш та Ф юутІ>), на глибині 1/4 і 3/4 товщини зварних швів №2 і №3 КР (Ф|/4 та Ф3/4) розраховувалися по формулах:

ФЗО0НІШ. _ +

ф 0..5 гэфф. у

фвнутр. _ ф ЗОВНІШ. |^ВН>ТР

ф,/4 = Ф»!™ к|/4 , (8)

фЗ/4 __ ф зонніш. р/чЗ/4

де <р о 5 - інтегральні ГПН із Е„>0.5 МеВ біля зовнішньої поверхні КР, визначені по відновленим спектрам нейтронів; Цф - ефективна тривалість 9-ї паливної кампанії блока №1 ХАЕС; квнугр', К|/4, К3/4 - просторові індекси. Для прикладу азимутальні розподіли флюєнсів нейтронів із Е„>0.5 МеВ на зовнішню і внутрішню поверхні КР, на глибині 1/4 і 3/4 товщшш зварного шва №2 наведені на рис. 1.

Аналіз даних, наведених на рис. 1, показує, що в 60-градусному секторі симетрії завантаження АКЗ на рівні середини зварного шва №2 максимальний і мінімальний флюєнси нейтронів для однієї паливної кампанії відрізняються на внутрішній поверхні КР більш ніж у 3.4 рази; на глибині 1/4 товщини зварного шва - більш ніж 3.3 рази і на глибині 3/4 - майже в 3 рази. Практично такі ж

о

Я

и

2

ч

О

8.0Е+17

7.0Е+17

6.0Е+17

5.0Е+17

4.0Е+17

З.ОЕ+17

2.0Е+17

1.0Е+17

О.ОЕ+ОО

30 40

Азимутальний кут, град.

60

внутрішня поверхня КР 3/4 товщини КР

1/4 товщини КР зовнішня поверхня КР

Рис. 1. Азимутальні розподіли флюєнсів нейтронів для зварного шва №2.

результати отримані при аналізі азимутальних розподілів флюєнсів нейтронів на рівні зварного шва №3. Крім того, максимальні величини флюєнсів нейтронів із Еп>0.5 МеВ протягом 9-ї паливної кампанії блока №1 ХАЕС на основний метал КР на рівні середини 4-го прошарку АКЗ і на метал зварних швів на рівні середини шва №2 і шва №3 практично збігаються.

У висновках сформульовані основні результати дисертації.

ВИСНОВКИ

1. Розроблено тривимірну модель внутришньокорпусних пристроїв реактора ВВЕР-1000 для геометричного модуля програми розрахунку переносу нейтронів у БКП реактора. Це дозволяє розраховувати характеристики поля нейтронів у точках БКП, значно віддалених в аксиальному напрямку від рівня середини АКЗ реактора.

2. Розроблена і програмно реалізована методика підготовки висотного розподілу джерел нейтронів для тривимірної транспортної програми. Методика дозволила підвищити достовірність розрахунку характеристик поля нейтронів у зонах зварних швів №2 і №3 корпуса ВВЕР-1000.

3. Розроблено конструкцію і виготовлений дослідний зразок спеціального тримача для фіксації комплектів НАД на зовнішній поверхні корпуса ВВЕР-

1000. Тримач дозволив установити протягнені НАД на КР блока №1 ХАЕС для дослідження зміни поля нейтронів по висоті зварних швів №2 і №3. Показано надійність і технологічність конструкції тримача, а також ефективність розробленої технології його установки на КР діючого енергоблока.

4. Розроблено нову методику розрахунку поправки на розпад продуктів реакцій активації НАД з урахуванням локальних змін ГПН біля зовнішньої поверхні корпуса ВВЕР-1000, пов'язаних із перерозподілом поля енерговиділення в АКЗ реактора протягом паливної кампанії. Вперше для реактора ВВЕР-1000 досліджені аксиальні залежності величин поправок на розпад продуктів реакцій активації 93№(п,гї)93тМЬ, 38Щп,р)58Со, 54Ре(п,р)54Мп, па’Ті(п,х)4б5с, 63Си(п,а)6 Со. Показано, що визначення швидкостей реакцій 58№(п,р)58Со іпа1 Ті(п,х)468с для НАД, що опромінюються на зовнішній поверхні корпуса ВВЕР-1000 у зонах зварних швів №2 і №3, необхідно проводити тільки з застосуванням розробленої методики розрахунку величини поправки на розпад.

5. Вперше досліджені зміни поля нейтронів біля зовнішньої поверхні корпуса ВВЕР-1000 по висоті зварних швів №2 і №3. Область дослідження включала основний метал, метал зони термічного впливу і власне метал зварних швів. Показано відсутність будь-яких особливостей поля нейтронів у зонах зварних швів, пов'язаних із проходженням нейтронів через матеріал швів.

6. Визначено швидкості реакцій активації 93ЫЬ(п,п')93т№), 58№(п,р)58Со, 54Ре(п,р)54Мп, п“Ті(п,х)468с, 63Си(п,а)60Со для НАД, що опромінювались на зовнішній поверхні КР блока №1 ХАЕС протягом 9-ї паливної кампанії. За результатами активаційних вимірів відновлені спектри нейтронів у зоні основного металу верхньої обечайки корпуса і на рівні середини зварних швів №2і№3.

7. Вперше визначені азимутальні розподіли флюєнсів нейтронів із Е„>0.5 МеВ у 60-градусному секторі симетрії АКЗ на внутрішній поверхні, на глибині 1/4 і 3/4 товщини зварних швів №2 і №3 КР блока №1 ХАЕС. Показано, що азимутальні розподіли величин флюєнсів мають виражені максимуми і мінімуми, у яких значення відрізняються майже в 3 рази.

8. Визначено максимальні флюєнси нейтронів із Ер>0.5 МеВ на основний метал КР блока №1 ХАЕС за період експлуатації 9-го паливного завантаження на рівні 4-го прошарку АКЗ і на зварні шви №2 і №3. Показано, що величини максимальних флюєнсів істотно між собою не відрізняються.

СПИСОК ПУБЛІКАЦІЙ ПО ТЕМІ ДИСЕРТАЦІЇ

1: Демехин В.Л., Буканов В.Н., Гаврилюк В.И., Алхадж-Али С. Расчет поправки на распад при облучении активационных детекторов на корпусе : реактора ВВЭР-1000 // Атомная энергия. -Т.85. -Вып.4. -1998. -С.334-335.

2. Недєлін О.В., Алхадж-Алі С., Буканов В.M., Гриценко О.В. Метод опису висотного розподілу джерел нейтронів в активній зоні реактора типу ВВЕР-1000 // Наукові вісті НТУУ "КПГ. -1998. -№3. -С.28-32.

3. Алхадж-Алі C., Буканов В.М., Васильєва О.Г., Дємьохін В.Л. Визначення флюенсу швидких нейтронів на зварювані шви корпуса реактора ВВЕР-1000 // Наукові вісті НТУУ "КПІ". -1999. -№1. -С.71-75.

4. Дємьохін В.Л., Алхадж-Алі C., Буканов В.M., Недєлін О.В. Вплив умов опромінення детекторів біля зовнішньої поверхні корпуса реактора на величину поправки на розпад // Наукові вісті НТУУ "КПІ". -1999. -№2. -С.21-25.

5. Гриценко A.B., Неделин О.В., Буканов В.H., Алхадж-Али С. Усовершенствованный геомодуль DETA-2 для расчета переноса нейтронов в околокорпусном пространстве реактора ВВЭР-1000 // Материалы ежегодной научной конференции НЦ "ИЯИ" (сборник докладов). -Киев, 1997. -С.181-185.

6. Неделин О.В., Гриценко A.B., Буканов В.Н., Васильева Е.Г., Демехин В.Л., Алхадж-Али С. Расчетно-экспериментальная верификация пакета прикладных программ DETA-2 // Материалы ежегодной научной конференции НЦ "ИЯИ" (сборник докладов). -Киев, 1997. -С. 186-192.

7. Буканов В.Н., Васильева Е.Г., Демехин В.Л., Алхадж-Али С. Исследование характеристик поля нейтронов у внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР-1000 в районе сварных швов, располагающихся напротив активной зоны // Материалы ежегодной научной конференции НЦ "ИЯИ" (сборник докладов).-Киев, 1998.-С. 123-125.

8. Неделин О.В., Гриценко A.B., Алхадж-Али С. Метод подготовки источников для расчета флюенсов быстрых нейтронов в районе сварных швов корпуса реактора ВВЭР-1000 // Материалы ежегодной научной конференции НЦ "ИЯИ" (сборник докладов).-Киев, 1998.-С.129-131.

Алхадж-Алі С. Флюєнси швидких нейтронів у зоні металу зварних швів корпуса реактора ВВЕР-1000. - Рукопис.

Дисертація на здобутгя наукового ступеня кандидата технічних наук за спеціальністю 01.04.16 - фізика ядра, елементарних частинок і високих енергій.

- Науковий центр "Інститут ядерних досліджень", Київ. 2000.

Дисератція присвячеиа питанням реєстрації нейтронно-фізичних параметрів, які впливають на дієздатність елементів першого контура реакторної установки. В роботі розвивається розрахунково-експериментальної методики визначення флюєнсів швидких нейтронів на зварні шви корпуса реактора ВВЕР-1000. Визначені азимутальні розподіли флюєнсів нейтронів з Е„>0.5 МеВ у 60-градусному секторі симетрії активної зони на внутрішній поверхні, на глибині 1/4 та 3/4 товщини зварних швів верхньої обечайки корпуса реактора блока №1 Хмельницької АЕС для 9-го паливного завантаження. Показано, що азимутальні розподіли величин флюєнсів мають виражені максимуми та мінімуми, в яких значення відрізняються майже в З рази. Зроблено висновок, іцо розрахунково-експериментальна методика визначення флюєнсів нейтронів на зварні шви може бути включена до системи моніторування радіаційного навантаження корпуса реактора діючого енергоблока.

Ключові слова: радіаційне навантаження, корпус реактора, зварний шов, розрахунок переносу нейтронів, метод Монте-Карло, нейтронно-активаційний метод, флюєнс, густина потоку нейтронів.

Алхадж-Али С. Флюенсы быстрых нейтронов в зоне металла сварных швов корпуса реактора ВВЭР-1000.- Рукопись.

Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 01.04.16 — физика ядра, элементарных частиц и высоких энергий. - Научный центр "Институт ядерных исследований" НАН Украины, Киев, 2000.

Диссертация посвящена вопросам регистрации нейтронно-физических параметров, которые влияют на работоспособность элементов первого контура реакторной установки. В работе развивается расчетно-экспериментальная методика определения флюенсов быстрых нейтронов на сварные швы корпуса ВВЭР-1000. Определены азимутальные распределения флюенсов нейтронов с Е„>0.5 МэВ в 60-градусном секторе симметрии активной зоны на внутренней поверхности, на глубине 1/4 и 3/4 толщины сварных швов верхней обечайки корпуса реактора блока №1 Хмельницкой АЭС для 9-й топливной кампании. Показано, что азимутальные распределения величин флюенсов имеют выраженные максимумы и минимумы, в которых значения отличаются почти в

выраженные максимумы и минимумы, в которых значения отличаются почти в 3 раза. Делается вывод, что расчетно-экспериментальная методика определения флюенсов нейтронов на сварные швы может быть включена в систему мониторирования радиационной нагрузки корпуса реактора действующего энергоблока. .

Ключевые слова: радиационная нагрузка, корпус реактора, сварной шов, расчет переноса нейтронов, метод Монте-Карло, нейтронно-активационный метод, флюенс, плотность потока нейтронов.

Alhaj Ali S. The fast neutron fluences for weld metal regions of WWER-1000 reactor pressure vessel. - Manuscript.

Thesis for a scientific degree of technical sciences by speciality 01.04.16 -physics of nucleus, elementary particles and high energy. - Scientific Center "Institute for Nuclear Research" NAS of Ukraine, Kyiv, 2000.

Dissertation is devoted to the problems of registration of neutron-physical parameters that influence on the capacity for work of the elements of the reactor facility primary circuit. The calculational-experimental methodology for the determination of fast neutron fluences on WWER-1000 pressure vessel welds is developed in the work. Azimuth distributions of neutron fluences with En>0.5 MeV were determined within 60-degree core symmetry sector on the inner surface and in the depth of 1/4 and 3/4 thickness of the upper shell welds of Khmelnitskaya NPP Unit 1 reactor pressure vessel during 9th fuel cycle. It was shown that azimuth distributions of fluence values have delineated maxima and minima in which the values are differed almost 3 times. It is concluded that the calculational-experimental methodology for the determination of neutron fluence onto the welds may be included to the radiation exposure monitoring system of the operating Unit reactor pressure vessel.

Keywords: radiation exposure, reactor pressure vessel, weld, neutron transport calculation, Monte-Carlo method, neutron-activation method, fluence, flux.