ОПИС РАДІАЦІЙНОГО МОДУЛЮ МУЛЬТИФІЗИЧНОГО КОДУ ДЛЯ АНАЛІЗУ ДЕГРАДАЦІЇ ГЕОМЕТРІЇ ВИГОРОДКИ ВВЕР-1000

Автор(и)

  • В.В. Філонов Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського» , ТОВ «ІПП-Центр», Україна https://orcid.org/0000-0001-8123-026X
  • Ю.С. Філонова Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського» , ТОВ «ІПП-Центр», Україна https://orcid.org/0000-0002-9728-3726
  • О.В. Коваленко Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», ТОВ «ІПП-Центр», Україна https://orcid.org/0000-0002-9858-9137
  • В.А. Кондратюк Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Україна https://orcid.org/0000-0001-5035-311X

DOI:

https://doi.org/10.20535/1813-5420.1.2022.259232

Ключові слова:

вигородка, ВВЕР-1000, продовження ресурсу, радіаційні навантаження, картограма паливного завантаження, деградація геометрії

Анотація

На сьогоднішній день вкрай важливим є питання можливості продовження терміну експлуатації енергоблоків атомних станцій у понад проектний період, а також розробка нових підходів для розширення попередньо оцінених можливих років продовження ресурсу енергоблоків, в яких цей період майже вичерпано. Відповідно до проектної межі безпечної експлуатації енергоблоків з реакторами типу ВВЕР –  обмежуючим фактором з точки зору зміни геометричного стану є контакт вигородки та периферійного палива. Попередній аналіз формозміни внутрішньокорпусних пристроїв, який є обов'язковим при продовженні ресурсу, показав, що більш очікуваним є контакт вигородки та шахти, який передує контакту з ядерним паливом. Додатковим фактором є те, що із-за особливості конструкції вигородки виникають радіальні перетоки теплоносія із активної зони на периферію відбивача. Такий стан не передбачений проектом, тому у вітчизняній галузі виникають дискусії щодо подальшої безпечної експлуатації. Основною причиною зміни геометричного стану є сукупність впливу накопленої радіаційної дози, а також нерівномірність температурного поля. «Класичний» аналіз, який застосовується при продовжені терміну експлуатації складається з послідовних етапів, у кожному з яких виконується оцінка радіаційних умов, температурного поля та, нарешті, оцінка міцності. Такий підхід є прийнятним лише у випадку слабкого взаємозв’язку між фізиками (етапами) та при умові консервативної оцінки на кожному кроці. На сьогоднішній день такий підхід практично вичерпав себе, оскільки запас років «гарантованої безпечної експлуатації», які оцінені послідовним підходом –  практично вичерпані. В даній роботі представлений опис модулю оцінки радіаційного навантаження, який є складовою мультифізичного коду для аналізу стану вигородки в умовах деградації її геометрії. Даний підхід є розробкою спеціалістами ТОВ «ІПП-Центр» та аспірантами і студентами університету.

Посилання

A. Abdullaev, S. Soldatov, V. Gann, S. Chernickij, “Calculation of the neutron fluence and heat release in the structural elements of the VVER-1000 reactor using the Monte Carlo method,” (In Russian), Nuclear and Radiation Safety, vol. 1, pp. 11–16, 2018.

P. Borodkin, N. Hrennikov, “Computational and experimental studies of the radiation load on the VVER-1000 vessels and support structures under actual reactor conditions,” (In Russian), Nuclear and Radiation Safety, vol. 1, pp. 1–10, 2015.

V. Filonov, Y. Filonova, Y. Dubyk, A. Bohdan, “Calculation of VVER-1000 core baffle temperature distribution for it's swelling assessment,” Proceedings of Odessa Polytechnic University, vol. 1., pp. 35–45, 2020.

O. Mahnenko, S. Kandala, M. Cherkashin, “Improvement of methods for assessing radiation swelling and progressive form change of the VVER-1000 reactor internals,” (In Russian), IX ISTC "Safety, Efficiency and Economics of Nuclear Energy", vol. 2, pp. 35–42, 2019.

Y. Dybuk, V. Filonov, Y. Filonova, “Swelling of the WWER-1000 Reactor Core Baffle,” IASMiRT, 2019.

Y. Filonova, Y. Dubyk, V. Filonov, V. Kondratjuk, “Improved Computational Fluid Dynamics Framework for Reactor Core Baffle Swelling Assessment,” JNERS, vol. 1, pp. 1–10, 2021.

WIMS-ANL USER MANUAL REV. 4/ ANL/RERTR/TM-23/Jan.2001.

MCNPX User’s Manual Version 2.6.0, LA-CP-07-1473, April 2008

S. Marin, D. Olejnik, E. Suhino-Homenko, D. Shkarovs'kij, M. Yudkevich, “Calculation of heat release in the materials of a nuclear reactor by the Monte Carlo method,” Questions of atomic science and technology, Physics of nuclear reactors, vol. 5, pp.27-35, 2016.

##submission.downloads##

Опубліковано

2022-11-22

Номер

Розділ

ТЕХНОЛОГІЇ ТА ОБЛАДНАННЯ В ЕНЕРГЕТИЦІ