ОЦІНКА ВПЛИВУ ФІЗИЧНИХ ПАРАМЕТРІВ ПАЛИВНОЇ ПІГУЛКИ ПРИ ОБҐРУНТУВАННІ ЯДЕРНОЇ БЕЗПЕКИ СИСТЕМИ ТРАНСПОРТУВАННЯ ТА ЗБЕРІГАННЯ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА ВВЕР-1000
В.І. Макодим1, К.С. Бажин1
1ТОВ «Холтек Україна»
Проведено оцінку впливу густини та геометричної форми паливної пігулки при розрахунках критичності методом Монте-Карло, на прикладі системи зберігання відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000. Наведено рекомендації стосовно вибору фізичних параметрів паливної пігулки при обґрунтуванні ядерної безпеки.
Ключові слова:обґрунтування ядерної безпеки, система зберігання ВВЕР-1000, метод Монте-Карло, параметри паливної пігулки, пошкоджене ядерне паливо.
Вступ
Одним із основних завдань консервативного підходу, при обґрунтуванні ядерної безпеки систем транспортування та зберігання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП), являється вибір та аргументування такого розподілу та вмісту ядерних матеріалів і сповільнювачів, що приведе до максимального ефективного розмноження нейтронів (Кеф) [1, 2], та буде граничним випадком для всього спектру конфігурацій, що аналізуються. На сьогоднішній день, паливні пігулки, що знаходяться під оболонкою тепловиділяючого елемента (твел), зазвичай моделюються як однорідна колона по всій висоті активної частини твел (у випадку ядерного палива ВВЕР враховується також центральний отвір) [3, 4, 5]. При такому підході нехтується наявність фасок на поверхні паливних пігулок та зазорів між ними, таким чином збільшуючи масу ядерного палива в твел. Однак, у випадку заповнення системи транспортування/зберігання пошкодженим ядерним паливом із негерметичними твелами, проникнення сповільнювача під оболонку твел здатне привести до збільшення ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів в зв’язку із зміною локального водо-уранового співвідношення. В такому випадку, загальноприйнята заміна фасок та зазорів між пігулками на ядерне паливо може виявитися не консервативною.
У роботі приводиться аналіз впливу фізичних параметрів паливної пігулки при розрахунках критичності системи транспортування/зберігання ВЯП. Розглянуто 4 типи паливної пігулки – суцільна колона по всій висоті активної частини твел, суцільна колона з центральним отвором, колона з окремих паливних пігулок і зазором між ними та колона з окремих паливних пігулок із центральним отвором, фасками та зазором між ними, на прикладі багатомісної герметичної корзини (МГК) [6, 7] вентильованого контейнера зберігання для сухого сховища ВЯП України.
Розрахункова схема корзини МГК для коду MCNP5
Розрахунки критичності проводилися за допомогою комп’ютерного коду MCNP5 [8], що базується на використанні методу Монте-Карло, та неперервної по енергії бібліотеки мікроскопічних перетинів, створеної на основі ENDF/B-V. Розрахункова схема складається із 24-ох «свіжих» тепловиділяючих збірок (ТВЗ) ВВЕР-1000 із збагаченням 4,45 % 235U, поміщених у заповнену водою сталеву МГК в нескінченному водяному відбивачу. Розрахункова схема для коду MCNP5 наведена на Рисунку 1. При цьому розглядалися 4 типи паливних пігулок із різною геометричною формою – суцільна колона по всій висоті активної частини твел, суцільна колона з центральним отвором, колона з окремих паливних пігулок і зазором між ними та колона з окремих паливних пігулок із центральним отвором, фасками та зазором між ними. Типи ядерних пігулок, що розглядалися в розрахунковій схемі корзини МГК приведені на Рисунку 2. Густина ядерного палива для кожного типу паливної пігулки задається двома способами:
В першому випадку фіксується номінальна маса ядерного палива в твел, та в залежності від об’єму паливної пігулки, розраховується її густина. Таким чином, незалежно від форми та розмірів пігулки, кількість ядерних матеріалів в ТВЗ залишається незмінною. В розрахунковій схемі розглядалася максимальна маса ядерного палива в твел – 1485 г [9].
В другому випадку фіксується густина ядерного палива. В розрахунковій схемі розглядалася максимальна густина паливної пігулки - 10,55 г/см3 [10, 11], як густина колони ядерних пігулок в твел, не зважаючи на об’єм палива. Тому, в залежності від геометричних розмірів паливної пігулки, і відповідно її об’єму, змінюється маса ядерного палива в твел – 1685 г, 1619 г, 1623 г і 1538 г, для паливних пігулок типу 1-4, відповідно.
Рисунок 1 - Поперечний переріз розрахункової схеми корзини МГК для коду MCNP5.
а) Тип 1 б) Тип 2 в) Тип 3 г) Тип 4
Рисунок 2 - Подовжній та поперечний переріз паливної пігулки: а) - суцільна колона по всій висоті активної частини твел, б) - суцільна колона з центральним отвором, в) - колона з окремих паливних пігулок і зазором між ними, г) - колона з окремих паливних пігулок із центральним отвором, фасками та зазором між ними.
Результати аналізу
Для розширеного вивчення впливу фізичних параметрів паливної пігулки, аналіз критичності був проведений, як для непошкоджених, так і для пошкоджених тепловиділяючих збірок (ТВЗ). У першому випадку, в центральному отворі і в зазорі між пігулками та оболонкою, моделювався вакуум, а в другому, у випадку пошкодження ТВЗ, всі твели консервативно вважаються негерметичними та в розрахунковій схемі заповнюються водою. На Рисунку 3 наведено залежність ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів від густини води, що заповнює МГК, для непошкоджених ТВЗ із різним типом паливних пігулок та постійною масою ядерного палива в твел. Очевидно, що у випадку непошкоджених ТВЗ із фіксованою масою палива, коефіцієнт розмноження нейтронів не залежить від розподілу та форми ядерного палива в твел, так як при цьому зберігається водо-уранове співвідношення та кількість матеріалів, що діляться. При цьому, як видно на Рисунку 4, для непошкоджених ТВЗ із постійною густиною ядерного палива, із збільшенням маси пігулок в твел коефіцієнт розмноження нейтронів зростає.
Рисунок 3 - Зміна коефіцієнту розмноження нейтронів в залежності від густини води в МГК (непошкоджені ТВЗ із постійною масою ядерного палива)
Р исунок 4 - Зміна коефіцієнту розмноження нейтронів в залежності від густини води в МГК (непошкоджені ТВЗ із постійною густиною ядерного палива)
Отже, при обґрунтуванні ядерної безпеки систем транспортування/зберігання непошкодженого ВЯП, спрощення розрахункової схеми та заміна фасок, зазорів між пігулками, або й навіть центрального отвору в паливній пігулці на ядерне паливо, являється допустимим та приводить до консервативних результатів розрахунків.
Однак, у випадку поводження з пошкодженим ядерним паливом, проникнення сповільнювача під оболонку твел здатне змінити водо-уранове співвідношення. Так як, на сьогоднішній день, переважна більшість ядерного палива є недосповільненою, тобто збільшення концентрації сповільнювача приводить до збільшення ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів, то зростання Кеф є очікуваним й для розрахункової схеми, заповненою ТВЗ ВВЕР-1000. Залежність коефіцієнта розмноження нейтронів від густини води, для пошкоджених ТВЗ із різним типом паливних пігулок та постійною масою ядерного палива в твел наведено на Рисунку 5. Приведені результати підтверджують зростання коефіцієнта розмноження із збільшенням кількості сповільнювача під оболонкою твел, та вказують на важливість врахування, при розрахунку критичності, не лише оптимальної маси ядерного палива, але й кількості та розподілу сповільнювача під оболонкою твел. Очевидно, що у випадку пошкоджених ТВЗ із постійною масою ядерного палива, не врахування фасок та зазорів між паливними пігулками приводить до заниження результатів розрахунку.
Рисунок 5 - Зміна коефіцієнту розмноження нейтронів в залежності від густини води в МГК (пошкоджені ТВЗ із постійною масою ядерного палива)
У випадку пошкоджених ТВЗ із постійною густиною ядерного палива, що представлений на Рисунку 6, спостерігається не така значна відмінність коефіцієнтів розмноження нейтронів для 4-ох типів паливних пігулок. Однак, і в цьому випадку, використання паливної пігулки типу 4 приводить до максимального розмноження нейтронів, незважаючи на найменшу масу палива в ТВЗ. При цьому максимальна різниця маси палива в ТВЗ, із паливними пігулками типу 1 і типу 4, становить 46 кг.
Рисунок 6 - Зміна коефіцієнту розмноження нейтронів в залежності від густини води в МГК (пошкоджені ТВЗ із постійною густиною ядерного палива)
Висновки
Вище наведені розрахунки підтверджують суттєвий вплив фізичних параметрів паливної пігулки при розрахунках критичності системи транспортування/зберігання ВЯП. Особливо це проявляється при аналізі пошкодженого палива із заповненням негерметичних твел водою. Результати порівняльного аналізу впливу фізичних параметрів паливної пігулки, при заповнені корзини МГК водою із густиною 1 г/см3, приведено на Рисунку 7. Розрахунки показують, що у випадку непошкоджених ТВЗ із постійною масою палива, коефіцієнт розмноження нейтронів не залежить від розподілу та форми ядерного палива в твел, а у випадку із постійною густиною зростає із збільшенням маси пігулок в твел. При пошкодженні ТВЗ і заповненні негерметичних твел водою, спостерігається значне підвищення Кеф для всіх типів паливних пігулок. При цьому використання паливної пігулки типу 4 приводить до максимального розмноження нейтронів, незважаючи на найменшу масу палива в ТВЗ.
Окремо варто звернути увагу на випадок із пошкодженими ТВЗ і постійною густиною ядерного палива, в якому незначна відмінність результатів розрахунку вказує на компенсацію зниження Кеф за рахунок зменшення маси матеріалів, що діляться, збільшенням кількості сповільнювача.
Отже, при обґрунтуванні ядерної безпеки системи транспортування/зберігання відпрацьованих ТВЗ із максимальною масою ядерного палива, важливо враховувати геометричну форму та розміри паливної пігулки. Однак, використання в розрахунковій схемі густини паливної пігулки, як густини паливної колони в твел, дозволяє отримати консервативні результати розрахунку, не залежно від геометричної форми палива.
Рисунок 7 - Зміна коефіцієнту розмноження нейтронів в залежності від фізичних параметрів паливної пігулки та цілісності ТВЗ
СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ
ПНАЭ Г-1-029-91. "Правила хранения и транспортировки ядерного топлива на объектах атомной энергетики";
НП 306.2.105-2004. "Основні положення забезпечення безпеки проміжних сховищ ядерного палива сухого типу".
Отчет по оценке безопасности ХОЯТ-1, Версия 3.00, Глава 7 Ядерная безопасность, 2008.
Предварительный отчет по анализу безопасности ХОЯТ-2, Ред. 5, Глава 8 Ядерная безопасность, 2010.
Отчет по анализу безопасности системы хранения отработавшего ядерного топлива ЗАЭС, Версия 01.1, Глава 8 Ядерная безопасность, 1999.
292143.00.00.00.000 СБ. "Многоместная герметичная корзина".
292143.02.02.00.000 СБ. "Блок шестигранных труб".
“MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5,” Los Alamos National Laboratory, LA-UR-03-1987, 2003.
320.06.00.00.000 РР17.10. Реактор. Расчет физический. Перевод активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000 (В-320) на трехгодичную кампанию топлива.
320.00.00.00.000 Д61. Реакторная установка В-320. Техническое обоснование безопасности реакторной установки. ОКБ «Гидропресс».
0631WA0R.01-26. Проект углубленной оценки безопасности блока №1 Хмельницкой АЭС. Контракт 407916-A-R2. База данных по ядерной паропроизводящей установке.
ОЦЕНКА ВЛИЯНИЯ ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ТОПЛИВНОЙ ТАБЛЕТКИ ПРИ ОБОСНОВАНИИ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ СИСТЕМЫ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ И ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ВВЭР-1000
В.И. Макодым, К.С. Бажин
ТОВ «Холтек Украина»
Проведена оценка влияния плотности и геометрической формы топливной таблетки при расчетах критичности методом Монте-Карло, на примере системы хранения отработанного ядерного топлива ВВЭР-1000. Приведены рекомендации относительно выбора физических параметров топливной таблетки при обосновании ядерной безопасности.
Ключевые слова: обоснование ядерной безопасности, система хранения ВВЭР-1000, метод Монте-Карло, параметры топливной таблетки, поврежденное ядерное топливо.
ESTIMATION OF INFLUENCE OF PHYSICAL PARAMETERS OF THE FUEL PELLETS FOR NUCLEAR SAFETY JUSTIFICATION OF THE TRANSPORT AND STORAGE SYSTEMS FOR SPENT NUCLEAR FUEL VVER-1000
V.I. Makodym, K.S. Bazhyn
Holtec Ukraine
An assessment of influence of fuel pellet density and geometry at criticality calculations using Monte Carlo method, using a model of storage system for spent nuclear fuel VVER-1000 was performed. The recommendations regarding the choice of physical parameters of the fuel pellet for justification of nuclear safety were provided.
Keywords: justification of nuclear safety, storage system for VVER-1000, Monte Carlo method, the parameters of the fuel pellets, damaged nuclear fuel.
|