Исследование формирования поля нейтронов в залите реактора на быстрых нейтронах в неоднородной геометрии тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.16 ВАК РФ

^ ф ШСКОВШЙ ОРДЕНА ТРУДОВОГО КРАСНОГО ЗНАМЕНИ

НН*ШЕРНО-ФИЭНЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ

V

Не правах рукописи

БЕРЗОНИС Модрис Алмарови-!

ИССЛЕДОВАНИЕ ЛОРНИРОВАНИЯ ПОЛЯ НЕЙТРОНОВ В ЗЛЖТЕ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В НЕОДНОНЕ?!!?!! ГЕОМЕТРИИ

01.04.16 - физика атснкого ядра и элементарных частиц

Автореферат

диссертации на соисканио ученой степени кандидата физико-математических наук

Автор: V

МОСКВА - 1992

Работа выполнена в Московском ордена Трудового ¡(распоп Знамени инженерно-физическом института.

Научный руководитель;

кандидат физико-математических наук,

Ведущая организация - Научно-технический центр по ядерной и

радиационной безопасности Госатомнадзора РФ, г.Москва

Зашита состоится 15 марта 1993 г. в 17 час 00 мин № заседании специализированного совета К 053.03.05 в Носковско; инженерно-физическом институте по адресу 115409 Москва, Каширска иоссе, дом 31, т.324866?.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке гнститута .Просим прислать отг'нв в одном экземпляра, эапсреннып печать; организации, или принять участие в рьботе Совета.

Азторефират разослан ">/0" февраля 1993 г.

Учоный секретарь специализированной-

доцент

Болятко В.В.

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук,

профессор

доктор физико-математических наук профессор

Гераогьнова Т.А.

Хромов В.В.

Соретн

Актуальность теин. В настоящее время ядерная энергетика составляет существенную долю в производстве энергии - в экономически развитых странах она варьируется от 12% (СССР) до 80% (Франция). Необходимость увеличения производства электроэнергии и отсутствие достаточных альтернативных источников в СССР и во всем нире делают ядерную энергетику перспективной. Крупние Феерии на ядерно-энергетических установках (Three Hiles Island в 1У73 г., Чернобыль в 1986 г.) как основную задачу развития ядерной энергетики, которая вхл&чает а сейя и проблемы радиационной защиты, ставят создание безопасного реактора. В связи с ограниченными ресурсами ядерного топлива особое место среди АЭС занимают станции с реакторами на быстрых нейтронах, позволяющие нарабатывать из 238И.

Проектирование и постройка АЭС на быстрых нейтронах требуют больших капитальных затрат, а стоки: сооружения защиты достигает 20$ стоимости всего сооружения станции - это означает, что усовершенствование процесса проектирования АЗС, направленное на уменьшения стоимости зашиты и увеличения ее надежноеги является актуальным.

Цель работы. Перспективным аппаратом уменьшения стоимости и повышения надежности реакторов на быстрых нейтронах (РБН) является развитие на основе теории пере!ьса излучения анализа чувствительности и теории пространственных и энергетических каналов, т.е.' совместное использование прямых и сопряженных потоков нейтронов.

Поэтому основной задачей диссертационной работы является разработка программного и константного обеспечения проведения исследований защиты РБН• на• основе теорий чувствительности и пространственных и энергетических каналов в неодномерннх

геометриях; тестирование этого обеспечения, проведение расчетов, анализ реальных или близких к реальный моделей защиты РБН, а такхе физический анализ полученных результатов и выработка практических рекомендаций по совершенствованию зашиты РБН.

Научная новизна диссертационной работы заключается в том, что впервые:

а) создан программный комплекс расчета коэффициентов чувствительности и величин энергетической и пространственой канальных теорий для неодномерных геометрий; система протестирована на основе обсчета базовых экспериментов;

б) созданы проблемно-ориентированные библиотеки нейтронных сечений БН-28 для исследований •защит реакторов на быстрых нейтронов; <

в) получена систематическая расчетная информация по внутрикорпусным конструкциям РБН;

г) выработаны практические рекомендации по совершенствованию внутрикорпусной защиты РБН.

Достоверность результатов работы основывается на сравнении с экспериментальными данными (базовые эксперименты) и с расчетами по другим программным комплексам.

Практическое значение работы определяют созданный программный комплекс ЗАКАТ-Э, который можно использовать для проведения проектных и исследователских работ для реакторов на быстрых нейтронах; проблемно ориентированные библиотеки сечений БН-28 для проведения расчетов переноса и анализа чувствительности и -практические рекомендации по усовершенствованию защиты РБН с интегральной компановкой.

На защиту выносятся следующие положения:

I. Программный комплекс ЗАКАТ-З для анализа чувствительности и пространственных и энергетических канальных теорий.

2. Библиотеки нейтронных сечений БН-28: проблемно

ориентированные ка расчет зазит РБН с интегральной компановкой с пространственной зависимостью сечений взаимодействия.

3. Результаты физического анализа исследования поля нейтронов двумерных зашитых композициях РБН.

Рекомендации по совершенствованию защити реактора на быстрик нейтронах.

Структура и объем .диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы, вклпчевдего 45 наименований. Общий объем диссертации, включая 40 рисунков и 20 таблиц, составляет 100 страниц.

Содержание работы.

Известны несколько теорий (глава I), позволяющих проводить исследования эффективности загати на основе совместного количественного анализа плотности потока излучения и функции ценности. К таким теориям относятся анализ чувствительности, а также пространственная и энергетическая канальные теории. Анализ чувствительности дает количественные оценки изменений отдельных функционалов при вариации исходных параметров задачи, а также позволяет определить погрешность расчета функционалов, обусловленную погрег-'остями исходных данных (например, сечений взаимодействия нейтронов).

Энергетическая канальная теория обычно используется в анализе одномерных моделей и дает энергетический интервал, в котором формируется основной вклад в функционал в зависимости от пространственной координаты. Аналогично работает и пространственная канальная теория. Она"1дает интегральную по энергии картину направлений формирования функционалов, указывая на наиболее слабые участки зашиты.

\

- б -

В теории энергетических каналов использую!ся следующее свойство прямого и сопряженного решений уравнений Больцмана:

£(П,0(Г))<18"В (I)

где Г - поверхность, разделяющая прямой и сопряженный источники, +

п- нормаль к поверхности, а

в(г)=; / О<Р*(Г,О,ЕМГ,О,Е)с1ЕСЮ (2)

О Е

- векторная функция, называемая тском вклада. Пространственная

* »

канальная теория базируется на анализе функций тока вклада Ю(г) (2) и потока вклада '

С(г)=; / р*(г,0,0,Е)с1ЕсЮ (3).

О, Е

В анализе двумерных защит удобнее пользовался потоком вкладе

С(г), так как его можно изображать графически. В литератур? ♦ *

показано, что |Ю(г)| » С(г) для большинства реальных защит. Вывод! о компановке защиты делаются на основе "пространственных" каналов образованных локальными минимумами и максимумами потока вклада.

Реакторы на быстрых нейтронах интегрального типа по свое! компановке и используемый композиционным материалам, существен» отличаются от традиционным тепловых: а) геометрическими размерам; корпуса, достигающими в случае реакторов на быстрых нейтрона: (РБН) диаметра от 12 до 21 м и высоты « 9+20 м; б) основным: материалами используемыми в РБН - сталью, натрием, графито (безводородными материалами); в) спектром нейтронов на входе защиту, в котором преобладают промежуточные и медленные нейтроны.

Проведение проехтно-расчетных работ с учетом зти особенностей приводит к необходимости решения трех проблем I) расчетов в условиях глубокого проникновения; 2) необходимост подготовки нейтронных донных для специфических спектров глубоког

проникновения; Э) проведения расчетов в двумерной геометрии.

Расчета глубегоге проникновения накладывают дополнительные требования на сасчегнн»» аппарат, проверку достаточности выбранных г.::wcлишений. Для тик."¡ о рола расчетов характерно увеличение погрешности расчета по мер« роста геометрических размеров и б аток случ.-е остро ставится вопрос о погрешности ПЛОТНОСТЯМ потоков «гй* ¡язвой и нч yjHsWWfx-s Как отмелется в литературе оснозиай доля погрешности ррихадлс.: на погрешность, r-uava-urre .шгочяоеты? manv? нецтрокныл сечений,

Одним из путей определения погрешностей расчетов (ючясе - с? константной составляющей, как основной) является использование анализа чувствительности. Эта теория, помимо определения погрешностей расчитываемых функционалов, позволяет проводить и физический анализ исследуемых композиций на основе коэффициентов чувствительности. .Дополнительную информации о наиболее слабых участках в зааигв для данного фулкционол. не .ряннх и сопряхзшшх расчетов дает пространственная канальная теория и энергетическая канальная теория.

Так как поло нейтронов в защите РБН терпит значительные изменения от близкого к спектру деления в активной зоне до более мягкого с выраженной резонансной структурой спектра, например в теплообменнике, то встает вопрос об используемом спектре усреднения сечений. Выбор такой энергетической икали расчетов, в которой этот фактор не играл бы существенной роли, приводит к нультнгрупповым библиотекам нейтронных сечений, с числом эноргетичоских групп более 100. Такое большое число групп делает затруднительными двумерные расчеты из-за требуемых вычислительных затрат. Проверки существующих многогрупповых библиотек сечений показывают их непригодность к задачам глубокого проникновения для РБН.

На данный момент известно множество систем расчета перекоса j излучения, как отечественных (программы РОЗ, РАДУГА), так и зарубежник (AIIISH, ЮТ, OHEDAHT, THOTRAH, н т.д.). Отечественные программы реализовании, в основном, на ЭВМ БЭСМ-6, а зарубежные на машинах семейства Ш! 360/370 (имеются также версии прогриик для ЭВМ типа VAX, CDC-6000). Отечествсннкг программы расчета переноса нейтронов имеют достаточно развит;;» программную поддержку аналира чувствительности для одномерных расчетов (комплексы пгограмм ЗАКАТ). Зарубежные очень привлекательны обширным наборов библиотек нейтронных сечений и возможностью использования шлроко распространенных ЕС ЭВМ. Для реализации теории чувствительности для этих программ можно пользоваться программой SWANLAKE. Но эта программа не имеет' возможности расчета коэффициентов чувствительности для отдельных процессов взаимодействия. Программе! re пространственной и энергетической киналышх '¡.серии до настоящего времени не были доступны.

Для решения проблемы проектных работ для РБН предлагается решение следующих задач:

I) создание программного комплекса, реализующего анализ чувствительности и кешаяьные теории;

.•;) подготог'ка проблемно-ориентированных библиотек гейтронных селений для расчетов внутрикорпусной защиты РБН; 3) нровидент тестирования разработанного гоьплекга; 'О прозодешгз расчетного анализа моделей э-адитк ГБН и определение Г'лических гакпионернсстсй формировав!'н ь-з«грс-нного поля в этой

! > ир'Лч'гге пр.октичесп:х регот'к.уиаг. по проектирований звеитн РГЯ.

1 глт f Г: рассмотрено прогрпкнн-'-конзтангкос обеспечение

;<-. flora и я и'1 л:; л а завит ГГ>Н. В настои:.en paoore am реализаций

анализа чувствительности в неодномерной геометрии, а также для

]'лша;шш>; тесрик ;тр;« проведении расчетов переноса по укапанный программам создан программный комплекс ЗАКАТ-З (см. р'лс.1), Он л< si й с>;Си лорро^ляию и усоввртоиствовашше в да;:но"-роботе реруб'гогг прогро:п&: 77АШКЕ, VIP с иовшш модулям:; СОШ (йкергьгтк-гйзг. rfi-^-iof!?? тсдгия), COliF (пространственные каналы), <■. 7ЬГ'ъ CGilAf и FKCT для графического

продстй^лснйй резяй&Аатоь.

ITpcrpaxiu ЗАКАТ-З написанч т яянке FORTRAJi-IY, PL/I и ASSEMBLER. Отладка и опытная эксплуатация системы проводилась на ЭВМ EC-I060 в операционной системе BPS 7.1. Для графического представления данных использовалось графическое расширение FORTRAN Графор.

ЗАКАТ-З

вход DOT 1

. г

; I

iiVIF-VIP+ССМГ

CCRAF

(

AHiSIf ,р <Р

! нз:ш,'и\КЕ= I3WAMLAKE+COHTR

FECI

выход расчиташше Р, D, С, графики

Рис.1. Структурная схема системы ЗАКАТ-З

' Для графического представления п ЗАКАТ-З можно использовать данные расчетов по программен дискретных ординат AIIISN (только угловые потоки) и DOT (разложенные по моментам потоки), восстановленные по системе SAIPS спектры, ' профили чувствительности, записанные модифицированной программой SWAHLAKE, а также величины канальных теорий (SWAHLAKE и VIP). Комплекс

ЗАКАТ-З обеспечивает построение графиков : а) плотностей потоков в различных точках защиты и профилей чувствительности (на единицу летаргии, на единицу энергии, проинтегрированных по энергетическим группам); б) ослабления функционалов в защите, используя библиотеки спектров и сечений БА1РЗ; в) построение изолиний значений Функционалов для выбранных областей защиты; д) построение изолиний и трехмерных изображений функционалов канальных теорий. Обеспечивается управление размерами рисунков и их расположением, нанесение дополнительных надписей и линий на рисунки.

Для проведения .расчетов переноса излучения и коэффициентов чувствительности предполагалось использование нногогруиповых проблемно-ориентированных библиотек- нейтронных сечений. В связи с необходимыми двумерными расчетами и связанными с этим ограничениями вычислительных ресурсов возможное число энергетических групп оценивалось в 20-30. К началу работы над комплексом ЗАКАТ-З не существовало отечественных библиотек сечений - с предъявленными требованиями, а отдельные зарубежные (например РЮРЛК-Б) не были доступны.

В качестве опорной библиотеки нейтронных данных для расчетов использовалась библиотека У1ТАМШ-С в 171 групповом Р3 представлении. Расчеты в 171 групповом представлении затруднительны даже для одномерной геометрии - требуются большие вычислительные ресурсы, а проведение проектных двумерных расчетов в настоящее время возможно лишь с использованием многогрупповых библиотек сечений (с числом групп несколько десятков). В настоящей работе в двумерных расчетах использовались специальные пространственно-зависимые библиотеки в 28 групповом разбиении (близком к 2В групповому разбиению БНАБ), полученные сверткой данных библиотеки У1ТАМ1Н-С с использованием в качестве спектров усреднения усредненных по пространственным зонам спектров.

- iJL -

Размеры пространственных зон для свертки"сечений выбирались в ависимости от степени согласия интегральных и дифференциальных зрактеристж одномерных расчетов по мультигруппалой библиотеке и вериутой библиотеке. В качестве чнтегрелышх характеристик

гпользоозлись по.«па коток нейтрон»-«, поток знстрих нейтронов (с ггергией втае 0,1 !?гВ), пхгшна»" 'in, эквивалентная доза. В ависимости от тчпг. проведших рас-тоь предъявлялись разные

рзйова;п1 ; - д1;'? :.¡:jcH. г Nr.'orwx Г)i.лмонмпчтоя тр^Ог^чт уцгтц;:

з интегральным величинам расхождения до 10$, а для й$ферс;шиа«ьнкх. цпюкои до сстальншс расчетов ¿ra

ребования были 15;» и 25% соответственно.

В главе 3 рассматриваются вопросу тестирования программного оиплекса, включающего ЗАКАТ-З. Наиболее характерными материалами нутрикорпусной зашиты реакторов -на быстрых нейтронах являются таль и графит. Поэтому дли тестирования ЗЛКАТ-З были выбраны HWTCp«VCHT для i;:"'''-'("(■."■•? •-'•-."сзаск i! rpo¿!'in

".-i.; '.:""!: ■ f:<■•'' • LV-H лмяЛ,:1геН1»че

еахторе HP-£П (чпк^тцюгжъп pes-rrcБР---), и гхспер'лмент ля завитя из yr//pfvv-'C'TOii г релейный на реакторе NESTOR.

Важным аспектом данной рабиты было сравнение коэЗДициентоз увг.трятеяькости для чуяьтмгрупп^ого и VMororpyniios'.'ro расчетов.а акхе расчетов в одномерной и двумерной геометрии. Расхождения ллл дионершл* коэффициентов чувствительности г< 171 -руппе (YITAMIH-С) со групповой библиотеки в интеграле по энергии не превышает 35$, по отдельным энергетическим группам, особенно в резонансной блести, достигает трех раз. Эти оаехохаеьия, в ргнорм"«:, бусловяенк различием в расчетах переноса нейтронов в ультигруппсвом и нногогрупповом приближениях.

Одномерные я двумерные профили чувствительности отличаются не злее чем не ео всем энергетическом диапазоне, кр^ме интеркала

от 0,1 до 3 КэБ, где одномерные расчеты примерно в 2 ра завышены. Интегральные коэффициенты чувствительности д одномерных и двумерных расчетов отличаются не более чем на 15&.

Анализ порядка приближения сечений рассеяния показыв? изменения в эквивалентной дозе при переходе от Р3 приближения к '. ке более 0,5$, к Р| не более 5% и к Р0 не.более 60$ как д, одномерной, так и двумерной модели.

В случае модели стальной защиты ещй больше, чем в сяуи сталь-графитовой защиты сказывается переход от одномерного расче: к двумерному (различия коэффициентов чувствительности для полно] сечения достигает трех раз в области быстрых нейтронов).

Сравнение профилей чувствительности для активации золота защите из нержавеющей стали и мягкой стали показывает одинаков! характер поведения профиля - композиции имеют близкий элементш состав.

Для высокоэиергетическцх функционалов - эквивалентной до: для сталь-графитовая защиты к активации серы в защите I нержавеющей стали основные расхождения в характере профилей лехе в энергетической области ниже 0,1 МэВ, что в основном вызвa^ различием задания функции отклика - эквивалентная доза задана I всем энергетическом интервале расчетов, а активация серы, т.е сечения реакции 32Б(п,р) только до порога этой реакции.

Обсчет трех характерных для реакторов на быстрых нейтрона базовых экспериментов позволил протестировать программа -константный аппарат (в том числе комплекс ЗАКАТ-З) решения задач переноса нейтронов, выбрать приближения расчетных методов расчитать с заданной точностьв интегральные и дифференциальны характеристики поля нейтронов.

В главе 4 решается одна из наиболее важных технически проблем РБН - чувствительность датчиков СУЗ в подкритическо

тим в и на нсмкости. На реакторе БН-600 датчики штатной

м>!.. >!>•!: ;-ICÍi «Í.WS ¿ЬСЛйЧ^ЫЯ íiO'iüна fieiiXpÜHOB на блок

*аН0вл«НН два П/Г.ТПТЯ7Шу "1Т*Г.:<'" - -Ч.

[Г,,» VTUr\\Tnt*tt** ~ : "i " ->•''] т> ' '"^П'; T г

•с •'.(Н'чч •■!!" '•» "'MW" ол »лс^ьой ¿адичьй,

юкольку длина нрйтплнояпяп» «»н™» с :::: миакохром и г-;.оп-лчахульние 1«ск."ссьпя р нейтронные поля в ¡ропщем "?ñSKT0 благодаря болыгчм поперечник размерам. В юоктннх работах ?тг. задача до сих лор решалась с использованием [номернпх расчетов ивжепернях методик.

Попытка роиония этой задачи расчетным путей с привлечением

"17ЕСТЯ1!"'« Jli.unri» ""УМ'v'-tr гг. '"--К" iH"' ^

Г С' '' "V' ',>,' >■ . ' " . N ; Г'' Hl'J'S I' "р

i1-'.).' ■ • ■. ,".fi-i;!" ."'."., 1 rj

.'!c-..xh.::í Функционале, сразу na кейтроноводом,

1 ПТ.Лп ..«14.» —- -у . . , . t . а . , ( , , , , ,, , . - "t

; ' 4 ' ' ''' . --- ; •-»•..•»•неике спектра в юцессе арс,охденич нейтронов по качалу, что сузестгскно в iis.iiKZ ¿4;' и.уг.(!л. приведенное w яплтяг?.« ------------ - ...

ИГ'ЯРЛ*- -----Г . , .. ....

• ' 1 . j t.'ti В

:ас--:яс;: оолйглит г«:< '^ч;::!. í :йчн-.;го .•ксргет:'ч;;-->с0го аппарата кз.те; ралыюл коп .:. иг в-л;. ,>•..• э-гч» Сиолоп-и^сксй з«г;й1ь.;

и ориентирована на исследования внутригородской защиты, т.е. основном проблемы радиационной стойкости хонструкиионт материалов. Так как модель включает в себя и промежуточш теплообменник, то можно было исследовать и такой важный функциош как активация натрия в этой зоне.

Рис.2 Геометрия двумерных расчетов защиты реактора на быстры: нейтронах в R-Z геометрии, изолинии полного потока нейтронов д; S5P3 приближения (дается I линия на декаду). Обозначен! пространственных зон : I - активная зона, хранилище TBC; 2 боковая зона воспроизводства; 3 - верхняя зона воспроизводства;

- стальная защита; 5.- графитовая защита; б - натриевый бассейн;

- теплообменник; 8 - газовая полость; 9 - коллектор; 10 - зо) перелива; буква за номером зоны определяет модель свертки сечени!

Свертка констант проводилась по трем одномерным сферическ! моделям защиты. Эти направления соответствут направлению вверх ]

еилообненник (модель Д), радиальному направлении (модель 3) и

:апраьленнв ¡низ на теплообменник (модель Г). Далее приготовленное ;ечения использовались в качестве пространственно-зависимых геятрсинах спчошя"! я зонах летапюх ка направлении свертки, с для ютальних зон брались сечения соответствующих материалов из 1л>1злегащих пои.

Выбор прострсрствекь'ого ййгй осуществлялся ка оснпрй >д:-:онсрнв: гасч'лог » радиальном исправления : проводилось тожество расчетов с нвгьп увеличение птягя ц сохранения расчетного функционала - объемной активации lía п пределах 30$. В итоге юсчсты проводились на сетке 120 (R направление) X 190 (Z направление) узлов при общих размерна защиты 595 X 895 см.

Приближения для индикатрисы рассеяния и угловой сетки шализировались на основе двумерных расчетов в SgP-j, S^Pj, S^Pj 1рибли*еииях для объемной як т.чййнии На в теплообменнике. Зависимость от ьыорккного приближения « a расхождение пряного i сопряженного расчетов составляет примерно 30% от среднего адчония отклика.

Для сравнения результатов расчетов одномерных и двумерных отдел ой "снользсземсь одномерная радиальная юдель защиты [модель В).

Отличия расчесанных функционалов (активыгии натрия, oaXüPлюннчх повреждений стали и графита) по одно- и двумерной кодели до толщины зашиты * ^50 ск не превышает 50%, а для больших толщин (т.е. в зоне теплообменники) достигает трех pan. Увеличивавшиеся расхождения потоков нейтронов вблизи пнешних границ моделей объясняется различиями граничными поверхностями через которые проходит утечка нейтронов. Аналогичное совпадение наблюдается и для дифференциальных, потоков - различгч по отдельным энергетическим группам в основном порядка 1Q% и не превышает 4-х

раз на краях композиции. Если для функционалов радиациони повреждений, точки детектирования для которых расположены вбли активной зоны, двумерная модель не показывает своих преимуиест то в случае активации натрия в теплообменнике уже сказывает неадекватность одномерной модели.

Коэфициенты чувствительности по отдельным зонам для различи приближений для активации Ка ведут себя аналогично функционала* их различия в различных приближениях не превышает 10$.

Интегральные коэффициенты чувствительностей для в< композиции завышаются одномерной моделью примерно на 10$, характер различия чувствительностей по зонам иной: схазывае' неадекватность одномерной модели, где единственный возможный п; формирования отклика (активации На) в зоне 7В (рис.2) вдет зонам 4В, 5В (максимум чувствительности) и 6В. В случае

двумерной модели максимум чувствительностей идет по зонам 6Д, I1

*

т.е. по пути к теплообменнику вверх от активной зоны, объясняется наличием массивной стальное защиты (зона 4В) по пут теплообменнику по зонам '5В, 6В. Завышения одномерной моде (до трех раз) чувствительностей в зонах 1В, 2В и естествен отличие по зонам 5В, наводит на мысль значительного влия двумерности на расчеты чувствительности и недостаточно одномерного расчета для полного анализа.

Интегральный коэффициент чувствительности рассчитанный^ одномерным моделям в 28 и 171 групповом приближениях эавышае последним на ;; , 1 ;

Исследуя вхлад в полный коэффициент чувствительна отдельных компонент зон, один материал выделить нельзя, достаточно четко лидирует сталь и натрий. ' >

Результаты расчетов по пространственной канальной1 те« представлены на рис.3 виде трехмерного изображения функции по:

ада для активации натрия в теплообменнике. Можно выделить 3 ;овных канала формирования активации существенно отличающиеся

■г от друга: более 90,^ от максимального потока соответствует [алу в направлении вверх на теплообменник, примерно I£ шальному направлению и менее 0,001$ направлению вниз. Так как :ок вклада не дает явную количественную оценку вклада в мировзние отклика, то такие различия в каналах не дают шожиости точно определить вес каждого канала.

с.З Трехмерное изображение потоков вклада для активации Яа в теплобкеннике для двумерной модели РБН .

Месторасположение точек детектирования для радиационных эрехдений вблизи активной зоны позволяет предполагать, что новной канал формирования этих функционалов лежит на пути от чки детектирования к центру активной зоны. Это подтверждаете* и счетами пространственной канальной теорией.

Основные результаты проведенного* в диссертации исследования |рмирования поля нейтронов в защите быстрых реакторов я ¡одномерной геометрий можно кратко сформулировь ь следующим

образок:

1) доказана необходимость создания программного комплекса , двумерного анализа чувствительности, энергетических пространственных канальных теорий.

2) создан программный комплекс ЗАКАТ-Э, ориентированный использование программ переноса семейства ANISN, DOT, позволяющий:

- проводить одномерный и двумерный анализ чувствительности;

- проводить расчеты функционалов пространственно-энергетическо! пространственной канальных теорий;

- представлять полученные результаты, а также расчитанные программам ANISN, DOT потоки нейтронов в графическом виде.

6 системе имеется возможность использования базы дан: информационно-вычислительной системы SAIPS (данные дозииетричес нейтронных сечений, эприорных спектров нейтронов и радиацион повреждений конструкционных элементов),

3) предложена ' следующая методика . лроведе расчетов с использованием ЗАКАТ-З: »

а) подготовка пространственно зависимых нейтронных данных;

б) выбор приближения для двумерной «одели защиты;

в) расчет пряного и сопряженного поля нейтронов данной модели;

г) расчеты характеристических величин канальных теорий и тео чувствительности; _ ..... ..... .

д) физический анализ полученных, результатов.

*») оттестирован програмный комплекс ЗАКАТ-З. Для эт проведен расчетный анализ трех базовых экспериментов;

5) проведен расчетный анализ макетного s эксперте нейтроновода, что' позволило проверить возможность испольэова инженерных методик расчета в проектах РБН;

6) проведен двумерный систематический расчетный анализ мод

- ISr -

ацатн реактора на быстрых нейтронах в которой исследовалась .ктлвация «атрия s теплооомеш нке и радиационные повреждения стали , графита;

7) для всех распматоиваемых моделей созданы специальные 'ростра^ственно-зависимые нейтронные сечения БН-28 на основе 'îi'-.рток сечений из нультигрулповсй " ;блиотеки VITAM1N--C. Считая 'ÎTAT-UTÎ-C образцовое библиотекой, сгсрнутпе сечения проверечч m ■■o-'iüxfiw ¡•,асчига:-»,нх но одчонер »ын моделям функционалов в гребла* ж> Т0£ для базозых экспериментов и до 15$ для остальных,

I flÖXÜXÜB höiUpOHOB 15г> я соотпыаъоино.

8) проанализированы основные пространственные и (ниргетичсские каналы формирования активации натрия в теплообменника. Найдено наиболее эффективное место расположения Исполнительной защиты для снижения активации натрия в исследуемой 1вумерной модели аа»гчтн Р~Н - розд пр-ре?ч?пя нптрия (в напраглезши 53 активной зоны оь.рх к теплообменнику: перед входишь О!кача р

■ енлсобиеншнО.

9) а?"-.елен or. -овксг- процесс, формируются ксэс^фигг^чгк jyscîрите (ьносте в гвуиерчоа защитной д?ли реактора на .-шс.рых 'едтрсн ix - ра^: .я'г>1е нойтрснов и осьлзн<.>е конто"'ктц заши-ичх мтерчалон - железо и натрий.

ОйКОЧШ' pî?yibf.r'iH р-эбСТК ОПУбЛ!ГТ.ВПГ-г П 7 , р

го » 1'ИСЛ' /о»*« -а,. Y .Всесоюзной сом* с гении»" i о о?" '!" от ю«иг.<прую.'дэг'1 излучения (Протвино, 1989 г.); рс-эультагы пили 1Г'Щ-1авл;!НЫ не 7-ой международной кснфер.'.нпии по радигшио.шоп tewe (В-ш-чу1, :-i-c,r.'-n, ШЬ г.) и геяп/ ое п.- "Пг-м; ---н;' ъ зсягтрпо" физике (Чарлстон, CFA, T9Q2), а -"ачхе »омчдям.чкг'-. чч layvrax сошшкрах Нсскоссю*листер-;;)- -{:изи recwc гнс;;чу • ¡« Института прикладной математики им. Н.В.Келдыша Ali ГГСР.

Материалы исследований опубликованы в следушдх работах:

1. Берзонис H.A., Болятко В.В. Двумерный расчетный анализ базов; экспериментов переноса нейтронов в защите реактора. Препринт ИИ1 059-87, II., 1967 , 24 с.

2. Берзонис H.A., Болятко В.В. Система програцм анали чувствительности и канальной теории для расчетов ваши реакторов,Атомная энергия, т.66, вып.I98S, с.287-288.

3. Берзонис H.A., Болятко В.В., Савицкий В.И,, Усанов В. Исследования поля нейтронов в макете нейтроновода быстро реактора. В кн. Пятая Всесоюзная научная конференция по защите ионизирующих излучений ядерно-технических установок. Тези докладов, Протвино, 1989, с.95.

4. Балашов Ю.И., Белов К.Ю., Берзонис H.A., Болятко В.В.,",--Кяч A.B. Анализ ч^вствчтельносьти функционалов поля нейтронов вторичного ганма-иэл.-.'чения для тестовых расчетных моделей. Вопрс атомной науки техники, сер. Ядерные константы, Выпусх I, 195 с.112-119.

5. Балашов Ю.И., Берзонис H.A., Болятко В.В., Кячин А Формирование функционалов поля нейтронов и фотонов в расчет! моделях защиты быстрого реактора. Вопросы атомной науки техши сер. Ядерные константы, Выпуск I, 1990, с.126-131.

6. Берзонис H.A., Болятко В.В., Савицкий В.И., Хохлов Г Расчетный анализ поля нейтронов в двумерной модели защиты быстр' реактора. Вопросы атомной науки техники, сер. Ядерные констан Выпуск 2, 1990, с.65-73.

7. V.V.Bolyatko, Yu.I.Balashov, H.A.Berzonis, A.V.Kyac Sensitivity Theory for LMFBR In-Vessel Shielding Analysis, Ii Proceedings of 1992 Topical Meeting on Advances in Reac Physics, Charleston, SC, USA, p. 2.8I-2.9I.

\