ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ ДЛЯ СИСТЕМ ДЛИТЕЛЬНОГО ХРАНЕНИЯ ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ
,
Кольская АЭС, г. Полярные Зори
E-mail: *****@
Снятие АЭС с эксплуатации требует оценки радиационных характеристик внутрикорпусных устройств реактора и оборудования, размещенного в непосредственной близости от реактора, разработки способов длительного хранения радиоактивных материалов.
Задача включает в себя несколько последовательных этапов. Для оценки активности необходимо знать скорость накопления флюенса (СНФ) и спектр нейтронов в месте расположения оборудования с учетом индивидуального графика нагрузки энергоблока. Используя сечения активации элементов входящих в состав конструкционных материалов, определяют активность и спектр излучения утилизируемого оборудования. Зная спектр излучения можно определить скорость накопления экспозиционной дозы и спроектировать защитное устройство длительного хранения. В соответствии с правилами транспортировки и хранения радиоактивных веществ необходимо выполнить ограничение по скорости накопления дозы на поверхности контейнера [1]. При этом также важно обеспечить оптимальный способ хранения с экономической точки зрения, с учетом дополнительных технологических ограничений.
За время существования атомной энергетики разработано большое количество численных методов и расчетных программ, позволяющих решить все обозначенные подзадачи. В данной работе показан один из возможных способов решения задачи для конкретного типа реактора на примере утилизации кассет-экранов, применяющихся в реакторах ВВЭР-440 для защиты корпуса от потока быстрых нейтронов. Конструкция и краткие технические характеристики КЭ приведены на рисунке 1. Для расчетов использованы современные методики и программы, традиционно применяемые в мире для решения подобных задач.
При проведении расчетов флюенса и спектра нейтронов на поверхности и в толще корпуса ВВЭР российских АЭС обычно применяют метод дискретных ординат. Расчетная модель включает в себя также все внутрикорпусные устройства и часть оборудования окружающего реактор и позволяет рассчитать функционалы поля нейтронов включая спектр нейтронов в любой из расчетных точек.
Расчет переноса нейтронов проводится для сектора симметрии 30 градусов, схема которого представлена на рисунке 2. Расчетная область по высоте включает активную зону и слои сталь-вода выше и ниже активной зоны. Фрагмент расчетной модели в радиально-аксиальной геометрии представлен на рисунке 3.
Расчеты в композиции реактора типа ВВЭР-440/230 проводились по двумерному коду DORT [2] из пакета программ DOORS-3.2 [3], реализующему расчет переноса нейтронов в P3S8 приближении. Использованные нейтронные и фотонные сечения подготавливаются на базе файлов оцененных ядерных данных ENDF/B-VI [4]. Используется принцип подготовки макроскопических констант, реализованный в проблемно-ориентированной групповой библиотеке сечений (47 групп нейтронов + 20 групп фотонов) BUGLE-96 [5].
| Составные части: 1 – пучок поглощающих стержней из борированной стали (в количестве 7 шт.); 2 – чехловая труба; 3 – головка; 4 – хвостовик; 5 – поглощающий стержень; 6 – верхняя и нижняя опорные плиты; 7 – заглушка с проходным отверстием. Геометрические размеры (совпадают с размерами топливной рабочей кассеты): Общие: - длина – 3217 мм; - длина, исключая вылет подпружиненного упора – 3195 мм. Стержня: - длина без учета хвостовиков – 2580 мм; - диаметр – 48 мм. Чехловой трубы: - размер чехловой трубы «под ключ» – 144 мм.
|
Рисунок 1 – Массогабаритные и конструкционные характеристики КЭ |
Трехмерное решение задачи переноса нейтронов определялось методом синтеза на основе решений задачи в двумерной геометрии для трех моделей. Использованы следующие модели: радиально-азимутальная (r, Q) двумерная модель (сектор симметрии 30 градусов); радиально-азимутальная (r, Q) одномерная модель; радиально-аксиальная (r, z) двумерная модель.
Методика учитывает нейтронно-физические характеристики активной зоны и параметры работы реактора в конкретную реализованную или прогнозируемую кампанию. Исходными данными для подготовки источника и исходного спектра нейтронов деления являются распределение выгорания топлива на начало и конец кампании. Эти распределения берутся из результатов расчета по диффузионным программам, входящим в пакет аттестованных расчетных программ, применяемых в данный момент на АЭС для обоснований загрузок активной зоны. Среднее по сечению кассеты выгорание рассчитывается по программе БИПР-7 [6], а потвэльное распределение выгорания, учитываемое для двух периферийных рядов кассет, рассчитывается по программе ПЕРМАК [7].
Распределение энерговыделения по объему активной зоны принималось равным распределению приращения глубины выгорания в течение топливного цикла. При подготовке источника нейтронов учитывалось зависимость выхода нейтронов деления от выгорания. В методике реализован учет потвэльного распределения энерговыделения в двух рядах периферийных топливных кассет.
Рисунок 2 – Схема 30º сектора симметрии реактора ВВЭР-440 проекта В-230
Рисунок 3 – Аппроксимация реактора ВВЭР-440/230 в R-Z модели
Потвэльное распределение трансформируется в распределении источника нейтронов в соответствии с пространственной сеткой в (r, Q) геометрии, используемой при расчете по программе DORT. Распределение источника по высоте активной зоны в (r, z) геометрии рассчитывается из парциальных высотных распределений источников в топливных кассетах из двух периферийных рядов. В расчете учитывается зависимость спектра нейтронов деления от выгорания и обогащения топлива – учитывается накопление и деление плутония-239.
Для расчета радиационных характеристик конструкционных материалов применяются сечения активации, усредненные по спектру нейтронов. Для материалов, содержащих множество разных изотопов «ручной» расчет с использованием табулированных сечений активации и периодов полураспада не является простой задачей. Для этого применялась программа расчета изотопного состава ORIGEN-S [8]. Программа включает базу данных по нейтронным сечениям, выполняет аппроксимацию сечений с учетом спектра нейтронов, позволяет найти изотопный состав и спектр излучения продуктов активации. Исходными данными являются результаты расчета спектра и плотности потока нейтронов. Для оценки точности расчета активации конструкционных материалов была проведена комплексная проверка всех программ, применяемых в цепочке расчетов. Результаты оценки точности расчетной методики на основе данных измерения активации пороговых детекторов, установленных на внешней поверхности корпуса реактора, приведены в работе [9].
Различие в условиях облучения кассет-экранов обусловлены составом топливных загрузок реактора и графиком облучения. Так в начальный период эксплуатации кассет-экранов рядом с ними располагалось свежее топливо и, соответственно, поток нейтронов был выше. Постепенный переход на более эффективные с экономической точки зрения загрузки с уменьшенной утечкой нейтронов, обусловил уменьшение радиационной нагрузки корпуса реактора и кассет-экранов в результате размещения сильно выгоревшего топлива на периферии активной зоны. В тоже время было увеличен срок нахождения КЭ в активной зоне до 9…11 лет. Графики изменения активности КЭ разных партий выгрузки в зависимости от времени выдержки приведены на рисунке 4.
Рисунок 4 – Уменьшение удельной активности КЭ в зависимости от времени выдержки после облучения (фотон/сек. на 1 грамм)
Активность КЭ существенно зависит от исходного изотопного состава конструкционных материалов. Марка нержавеющей стали имеет допуск по содержанию никеля. В пределах этого допуска активность конструкционного материала в результате облучения может различаться в 1,5…2 раза. В расчетах принят консервативный подход, соответствующий максимальному содержанию никеля. После выдержки КЭ более года основной вклад в активность вносят изотопы Co-60 и Mn-54.
Так как расчет активации проводится по точечной модели, а кассета экран – протяженная конструкция и находится в поле нейтронов существенно различном по интенсивности и спектру, то при расчете активации проводилась оценка спектра нейтронов в различных частях кассет-экранов, средних и максимальных значений флюенса и активности. Полученные по программе ORIGEN-S активность и спектр гамма излучения конструкционных материалов служат в качестве исходных данных для расчета защиты.
Для расчета защиты применялся метод Монте-Карло – программа ESPN[10] из пакета программ SCALE4.4a [11], а также упрощенный метод трассировки лучей от точки источника к точке датчика. Метод трассировки объединяет передачу энергии в узком пучке по линии источник-детектор и, с помощью фактора накопления, энергии рассеянных фотонов. Для распределенного источника вычисляется интеграл по объему для каждой энергетической группы. Для каждой из точек источник рассматривается как изотропный. Данная методика реализована в программном модуле QADS [12].
Каждая из описанных программ расчета защиты неоднократно верифицировалась и широко применяется в мире. Однако желательна проверка получаемых результатов на основе экспериментальных данных. В сентябре 2005 г. были проведены измерения радиационных параметров КЭ. КЭ эксплуатировались в АЗ блока 2 Кольской АЭС с 29.10.1993 по 18.06.2004 г.
В первом из экспериментов под слоем воды была установлена КЭ эксплуатировавшаяся 11 лет в АЗ и простоявшая в БВ более года. Датчик опускался на длинном шнуре в соседнюю с КЭ ячейку чехла неплотного. При движении датчика выбиралось максимальное значение показаний прибора. реальное положение датчика относительно КЭ может быть в пределах от 0 до 10 см. В таблице 1 приведены результаты измерения и расчетные данные для центрального положения датчика.
Таблица 1 – Радиационные параметры КЭ в контейнерном отсеке
Измерение, Зв/час | Расчет (QADS), 100 р/час | Расчет (ESPN), 100 р/час | |
Кассета – экран верхняя часть | 0,6 | 1,3 | 2,5 |
Кассета – экран средняя часть | 130 | 91 | 122 |
Кассета – экран нижняя часть | 18 | 10 | 22,3 |
В следующем эксперименте КЭ были загружены в чехле неплотном поочередно в защитный цилиндр. Защитный цилиндр из стали Ст. 20 (наружный диаметр 2 м толщина стенки 25 см), нижняя часть цилиндра не закрыта – ЗЦ надевается на чехол неплотный сверху, захватывает чехол и вся конструкция переносится в центральный зал. Толщина верхней части 20 см. В различных точках на поверхности защитного цилиндра проводились измерения мощности дозы. Результаты измерений в сравнении с расчетными данными приведены в таблице 2.
Таблица 2 – Радиационные параметры КЭ в защитном цилиндре
Измерение, мЗв/час | Расчет (QADS), 100 мр/час | Расчет (ESPN), 100 мр/час | |
Кассета – экран верхняя часть | 0,1 | 0,2 | 0,27 |
Кассета – экран средняя часть | 1,26 | 0,74 | 1,35 |
Кассета – экран нижняя часть | 0,6 | 0,3 | 0,46 |
Сопоставив результаты расчетов и измерений параметров КЭ можно сказать, что данная методика расчета применима для оценки необходимой радиационной защиты. Расхождение расчетных и экспериментальных данных может быть объяснено недостаточной точностью измерений, неопределенностью в положения датчика, а также ограничениями применяемой расчетной методики.
На основе оцененных данных проведен расчет необходимой защиты из чугуна, стали и бетона для длительного хранения 36 КЭ. В соответствии с консервативным подходом в расчете принимается КЭ со сроком эксплуатации 11 лет в проектном топливном цикле – с размещением свежих кассет на периферии и энерговыработкой 310…320 эфф. суток ежегодно. Срок выдержки КЭ в БВ принят равным 4 годам.
Находящиеся в настоящее время на АЭС выгруженные и запланированные к выгрузке КЭ имеют существенно отличающиеся радиационные характеристики. Активность любой из утилизируемых на Кольской АЭС кассет-экранов будет ниже в результате размещения сильно выгоревшего топлива на периферии активной зоны в последних топливных загрузках, различия во времени работы в активной зоне, графика облучения и времени выдержки. Срок выдержки первых выгруженных партий КЭ на конец 2008 года составит более 15 лет. Активности КЭ разных партий выгрузки на конец 2008 года приведены на рисунке 5.
Вертикальная линия – активность КЭ в проектном топливном цикле с размещением свежего топлива на периферии после 4 лет выдержки
Рисунок 5 – Удельная активность отработавших КЭ энергоблока 1 и 2,
находящихся на КАЭС на конец 2008 г. (фотон/сек. на 1 грамм)
На рисунке 6 представлен пример расчетной модели контейнера на 36 КЭ. Результаты расчетов приведены в таблице 3. Мощность эквивалентной дозы излучения при транспортировании упаковки в нормальных условиях перевозки в любой точке внешней поверхности транспортного средства не превышает 2 мЗв/ч, а на расстоянии 2 м от вертикальных поверхностей – 0,1 мЗв/ч. Соответствующих размеров радиационная защита контейнера, выполненного из данных материалов, удовлетворяет требованиям [1].
|
Рисунок 6 – Расчетная модель контейнера на 36 КЭ
Таблица 3 – Максимальные мощности дозы на боковой поверхности контейнера для длительного хранения 36 КЭ по программе ESPN
Материал защиты | Толщина стенки контейнера, мм | Расчет на расстоянии 0 мм, 100 мр/час | Расчет на расстоянии 5 мм, 100 мр/час | Расчет на расстоянии 2 м, 100 мр/час |
Чугун | 350 | 0,327 | 0,320 | 0,071 |
Сталь | 320 | 0,409 | 0,403 | 0,085 |
Бетон | 1000 | 0,330 | 0,324 | 0,086 |
В результате работы проверена методика расчета радиационной защиты при разработке различных устройств утилизации оборудования реактора ВВЭР-440. Методика может быть использована при проведении технико-экономических оценок способов длительного хранения РВ, а также обеспечивает возможность независимой экспертизы результатов полученных другими авторами.
Список литературы
1 Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов, НП-053-04. – Москва, 2004. – П. 5.9.4.2-3.
2 Rhoades W. A. and Childs R. L. The DORT Two-Dimensional Discrete Ordinate Transport Code // Nucl. Sci. & Eng. – 99, 1 (May 1988). – P. 88-89.
3 DOORS 3.2: One-, Two - and Three-Dimensional Discrete Ordinates Neutron/Photon Transport Code System. RSIC CODE PACKAGE CCC-650, Radiation Shielding Information Center, ORNL, TN (revised July 1998). www. nea. fr/abs/html/ccc-0650.
4 Rose P. F. ENDF/B-VI Summary Documentation, BNL-NCS-17541 (ENDF-201) 4th Edition (October 1991).
5 White J. E. et al., «BUGLE-96: Coupled 47 Neutron, 20 Gamma-Ray Group Cross Section Library Derived from ENDF/B-VI for LWR Shielding and Pressure Vessel Dosimetry Applications» // RSIC Data Library Collection, DLC-185, March 1996.
6 Аннотация программы БИПР-7, Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. – 1991. – Вып. 1. – С. 33.
7 Аннотация программы ПЕРМАК, Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. – 1991. – Вып. 1. – С. 31.
8 Hermann O. W., Westfall R. M. «ORIGEN-S: SCALE system module to calculate fuel depletion, actinide transmutation, fission product buildup and decay, and associated radiation sourсe terms» // NUREG/CR-0200. – Rev. 6, Vol. 2. – Section F7.
9 , , Бородкин радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 в условиях внедрения модернизированного ядерного топлива // 5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».
10 Bowman S. M. and Horwedel J. E. «ESPN: SAS4 Shielding Input Processor for SCALE», Oak Ridge National Laboratory.
11 SCALE, Standartized Computer Analyses for Licensing Evaluation, ORNL. http://www. ornl. gov/sci/scale.
12 Broadhead B. L., Emmett M. B. QADS: A MULTIDIMENSIONAL POINT-KERNEL ANALYSIS MODULE // NUREG/CR-0200. – Rev. 6, Vol. 2. – Section S5.
