Архив статей журнала
Работа посвящена расчетному моделированию с использованием ПК Serpent и MCNP5 экспериментальных конфигураций сборок стенда БФС с центральной легководной вставкой (БФС-93) и без нее (БФС-57 и БФС-59). Данное моделирование необходимо, с одной стороны, для верификации программных комплексов для расчета реактора ВВЭР-С. С другой стороны - для верификации расчетных подходов, необходимость проведения которой связана с возрастающей потребностью в расчетном планировании экспериментов, предшествующих экспериментальному моделированию реактора ВВЭР-С на стенде БФС, и анализе результатов. Это связано с тем, что в основе работы реактора ВВЭР-С лежат новые физические принципы: возможность воздействовать на реактивность путем изменения водо-топливного отношения и, соответственно, спектра нейтронов в активной зоне. Другой особенностью моделируемого реактора является применение в его загрузке уран-плутониевого топлива с использование плутония из ОЯТ ВВЭР, которое обуславливает несколько более жесткий, по сравнению с урановым топливом, спектр нейтронов, формирование которого происходит путем реализации сложной совокупности физических процессов. В работе проведен расчетный анализ следующих экспериментов: расчеты на критичность, аксиальное и радиальное распределения энерговыделения, спектральные индексы и аксиальное распределение скоростей реакций деления в измерительном канале. Расчетный анализ данных экспериментов расширяет верификационный базис, а полученные результаты могут быть использованы для верификации программных средств, аттестация которых планируется применительно к расчетам реактора ВВЭР-С. Разработка программы исследований потребовала выполнения значительного количества нейтронно-физических расчетов, при этом для них выбраны те экспериментальные конфигурации критических сборок, которые наиболее близко отражают физические и спектральные эффекты, а также топливные составы.
БФС-2 — крупнейший в мире физический стенд, размеры (высота бака — 3 м, диаметр — 5 м) и реакторные материалы которого позволяют осуществлять полномасштабное моделирование активных зон и экранов быстрых реакторов мощностью до 3000 МВт (эл.), а также внутрикорпусных защит и внутриреакторных хранилищ, в том числе и энергетических реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидким свинцом. Изготовленные новые реакторные материалы в герметических оболочках позволяют выполнять широкий круг исследований активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-300 на плотном смешанном уран-плутониевом нитридном топливе (СНУП). Программа экспериментов на модели реактора БРЕСТ-ОД-300 была начата с набора критической массы заданной конфигурации — сборка БФС-88. Выполнена оценка чувствительности камеры деления КНТ-54-1 (потенциально пусковая камера БРЕСТ-ОД-300) при облучении ее нейтронами разных спектров. В работе приводятся результаты экспериментов, важных для безопасности работы реактора БРЕСТ-ОД-300. Свинцовый пустотный эффект реактивности (СПЭР) измерялся методом обратного умножения в области, имеющей форму трапеции и простирающейся от центрального постоянного компенсатора реактивности до границы со свинцовым отражателем. Система пассивной обратной связи (СПОС) моделировалась областью из 120 стержней свинцового отражателя, прилегающей непосредственно к активной зоне, а ее эффективность определялась также методом обратного умножения при порционном удалении свинца по высоте в группах входящих в нее стержней.