Нейтронно-физических процессов ядерных установок

Халимончук Владимир Адамович
канд.техн.наук, начальник отдела
Тел.: (044)422-49-55
E-mail: This email address is being protected from spambots. You need JavaScript enabled to view it.

Халимончук Владимир Адамович
канд.техн.наук, начальник отдела
Тел.: (044)422-49-55
E-mail: This email address is being protected from spambots. You need JavaScript enabled to view it.

Организационная структура отдела

• начальник отдела;
• заместитель нач. отдела;
• лаборатория нейтронно-физических расчетов переходных и аварийных режимов реакторных установок;
• лаборатория анализа режимов работы ядерных энергетических установок.

В своей деятельности отдел руководствуется Уставом         ГНТЦ ЯРБ и «Положением об отделе нейтронно-физических процессов ядерных установок».

Цель деятельности отдела - обеспечение научно-технической поддержки работ, выполняемых Государственной инспекцией ядерного регулирования Украины и связанных с:

• анализом ядерной безопасности реакторных установок в регламентных и аварийных режимах эксплуатации;
• обеспечением ядерной безопасности РУ при проведении перезагрузок топлива;
• анализом ядерной безопасности систем хранения и транспортировки отработанного топлива;
• расчетным обоснованием мероприятий по повышению ядерной безопасности РУ.

Контактные телефоны и электронные адреса

Ковбасенко Юрий Петрович
Канд.техн.наук, заместитель начальника отдела
Тел.: (044)422-49-55 (2-23)
E-mail: This email address is being protected from spambots. You need JavaScript enabled to view it.

Кучин Олександ Викторович
Начальник лаборатории нейтронно-физических расчетов переходных и аварийных режимов реакторных установок
Тел.: (044)422-49-55 (3-22)
E-mail: This email address is being protected from spambots. You need JavaScript enabled to view it.

Еременко Максим Леонидович
Начальник лаборатории анализа режимов работы ядерных энергетических установок
Тел.: (044)422-49-55 (3-16)
E-mail: This email address is being protected from spambots. You need JavaScript enabled to view it.

Основные направления деятельности и задачи отдела:

• исследования и расчетное обоснование ядерной безопасности реакторных установок при выборе и формировании топливных загрузок активных зон ядерных энергетических установок. Экспертные оценки текущих топливных загрузок АЭС Украины;
• анализ переходных и аварийных режимов эксплуатации реакторных установок с помощью математического моделирования нейтронно-физических и термогидравлических процессов в активных зонах реакторов. Оценка ядерной безопасности и термогидравлической надежности активных зон;
• анализ и расчетное обоснование ядерной безопасности систем хранения и транспортировки отработанного топлива, а также объектов, которые содержат делящиеся материалы;
• расчетное исследование влияния пространственных эффектов реактивности на состояние ядерной безопасности РУ;
• анализ функциональной достаточности и надежности систем безопасности, контроля и управления реакторных установок в нормальных и аварийных режимах эксплуатации;
• анализ ядерной безопасности РУ при выполнении работ, связанных с модернизацией систем управления, защиты, безопасности и использования топлива;
• расчет спектра и флюенса нейтронов на различные компоненты металлоконструкций активной зоны для оценки состояния металла конструкций активной зоны и корпуса реактора;
• расчет изотопного состава, активности и остаточного энерговыделения выгружаемого топлива для оценки теплофизической надежности промежуточного и долгосрочного хранения отработанного топлива;
• анализ опыта эксплуатации АЭС Украины и зарубежных стран с целью уточнения существующих и разработки новых критериев безопасной эксплуатации РУ. Разработка нормативной документации в сфере обеспечения ядерной безопасности РУ. Экспертиза и разработка инструкций по действиям персонала в проектных и запроектных авариях;
• создание банка данных об изменении нейтронно-физических и теплофизических параметров РУ в переходных и аварийных режимах эксплуатации для верификации и валидации динамических расчетных кодов. Верификация программ расчета нестационарных режимов эксплуатации ЯУ;
• экспертиза нейтронно-физических кодов, предоставленных в Госатомрегулирование Украины для получения разрешения на право использования их при выполнении расчетных работ по обоснованию ядерной безопасности РУ Украины;
• разработка усовершенствованных алгоритмов и программ расчета ядерных реакторов для анализа их безопасности.

Программное обеспечение

Для оценки безопасности различных ядерно-опасных систем отдел имеет в своем распоряжении мощные современные расчетные программы, разработанные ведущими институтами разных стран. В число таких программ входят:

NESSEL-4 - Подготовка малогрупповых констант для топлива реактора ВВЭР. Полученные библиотеки констант используются расчетными кодами PYTHIA, DERAB, NUKO, DYN3D;

PYTHIA - Расчет макровыгораний (покассетно) реакторов ВВЭР-1000, 400;

DERAB - Расчет микровыгораний (потвельно) в ТВС реакторов ВВЭР-1000 и 440;

NUKO - Расчет изотопного состава и активности отработанного топлива реакторов ВВЭР. Позволяет определять концентрации трансурановых элементов и продуктов деления;

RETINA - Комплекс расчетных кодов, предназначенный для расчета распределения плотности потока нейтронов за пределами активной зоны реактора ВВЭР;

DYN3D - Программа предназначена для исследования переходных и аварийных режимов эксплуатации реакторов ВВЭР в трехмерной геометрии;

HELIOS - Спектральный код для подготовки малогрупповых нейтронно-физических констант топливных сборок и твэлов;

SCALE - Комплекс расчетных кодов (на основе метода Монте-Карло), предназначенный для определения параметров безопасности систем обращения со свежим и отработанным топливом;

MCNP - Комплекс расчетных кодов (на основе метода Монте-Карло), предназначенный для определения критичности различных систем, которые содержат делящиеся материалы.

TRАNSURАNUS - Программа, предназначенная для моделирования термомеханического поведения топливного стержня в ядерном реакторе в условиях нормальной эксплуатации, при аварийных режимах, а также при хранении отработанного топлива;

DOORS - Расчет флюенса нейтронов на элементы РУ.

Разработка нормативной документации

Отдел участвует в создании нормативной и методологической базы, необходимой при проведении работ, связанных с анализом ядерной безопасности. В частности, сотрудники отдела внесли вклад в создание следующих нормативно-технических документов:

• "Объем и порядок согласования эксплуатационных нейтронно-физических расчетов и других обосновывающих материалов для получения разрешения на эксплуатацию топливных загрузок";
• "Объем и порядок согласования эксплуатационных нейтронно-физических и теплофизических расчетов для системы хранения отработанного ядерного топлива ВКС-ВВЭР";
• "Методика проведения экспертизы (технической оценки) документов, которые подаются на рассмотрение Госатомрегулирования Украины в рамках лицензионного процесса при реализации плана осуществления мероприятий на объекте" Укрытие ", в части оценки критичности".
• "Подходы к регулированию ядерной и радиационной безопасности в рамках внедрения в Украине новых модификаций ядерного топлива.

Экспертная деятельность

Отделом выполнены экспертизы по следующим направлениям:

• состав очередной топливной загрузки энергоблоков АЭС;
• эксплуатация реакторной установки энергоблоков АЭС в очередной топливной кампании на номинальном уровне мощности с учетом деформации ТВС и превышением межкассетных зазоров;
• изменение максимально допустимых коэффициентов неравномерности энерговыделения по объему активной зоны реактора;
• опытная эксплуатация в активной зоне энергоблоков АЭС усовершенствованных ТВС с циркониевой дистанционной решеткой и направляющими каналами, а также использование ПС СУЗ с повышенным весом;
• проведение исследовательских маневров мощности на энергоблоке АЭС;
• полнота перечня возможных ошибок персонала при проведении работ, связанных с перегрузкой активной зоны в период ППР, полнота и достаточность мер, направленных на их исключения;
• продление срока эксплуатации ТВС в составе топливной загрузки активной зоны энергоблока АЭС;
• уточнение накопленного флюенса нейтронов на корпус реактора энергоблока АЭС;
• ядерная безопасность хранилищ отработанного топлива (в том числе по проекту сухого хранилища отработанного ядерного топлива, промежуточного хранилища отработанного топлива РБМК-1000 ЧАЭС ХОЯТ-2, систем транспортировки и хранения отработанного ядерного топлива с использованием контейнеров типа ВКС-ВВЭР), бассейнов выдержки энергоблоков АЭС и исследовательских реакторов;
• программа выгрузки ядерного топлива из реактора блока № 1 ЧАЭС на этапе прекращения эксплуатации и оценка возможности продления срока службы стержней до окончания выгрузки топлива из активной зоны реактора;
• внедрение на блоках украинских АЭС новых типов топлива российских производителей и американской компании "Westinghouse".

Научно-исследовательские работы

Сотрудниками отдела разработана программа пространственной кинетики реакторов РБМК-1000, с помощью которой проведены расчетные исследования поведения активной зоны РБМК-1000 с учетом реализации комплекса мер по повышению безопасности в максимальной проектной аварии.

Программа пространственной кинетики использовалась для выполнения расчетного моделирования аварии на Чернобыльской АЭС, которое свидетельствует о том, что основными причинами разгона реактора 4-го блока ЧАЭС явился положительный паровой коэффициент реактивности и позитивный выбег реактивности на начальном этапе погружения стержней СУЗ. При этом последний сыграл роль пускового механизма. Названные эффекты вполне объясняют разгон реактора без учета дополнительных гипотез о внешних влияниях, которые привели к появлению пара в активной зоне. На рисунке показано расчетное изменение реактивности на начальной стадии Чернобыльской аварии (расчет выполнялся по совмещенной версии программы пространственной кинетики: с блоком, который моделирует теплогидравлику активной зоны; без теплогидравлического блока).

2. Разработано два итерационных блока расчета пространственного распределения поля нейтронов в РБМК-1000 на основе нодального метода и метода межузловой нодализации, повышающих точность расчета реактора. Данные блоки переданы в РНЦ «Курчатовский институт» (Россия) и внедрены в современную программу физического расчета РБМК-1000 "STEPAN.
   

   Результаты расчета критических загрузок стенда РБМК

   Состав загрузки критического стенда РБМК (РНЦ «КИ»)	Эффективный коэффициент размножения нейтронов, Кефф
   	Традиционная конечно-разностная схема расчета с шагом 25см.	Нодальный метод расчета	Метод межузловой нодализации	Експеримент
   Загрузка № 1 (71 ТВС 2%-ного обогащения)	1.03324	1.00899	1.01194	1.0011
   Загрузка № 2 (191 ТВС 2%, 6 ТВС 2.4% обогащения)	1.03350	1.00998	1.01350	1.0020

3. В рамках проекта RS 1098 при сотрудничестве с немецкими учеными в отделе освоена общая версия программы пространственной кинетики DYN3D с кодом ATHLET, который моделирует теплогидравлические процессы в 1-м и 2-м контурах АЭС с ВВЭР-1000. Выполнены расчетные исследования двух режимов:
   • отключение одного из четырех работающих ГЦН на 6-м блоке ЗАЭС;
   • режим сброса нагрузки до нуля закрытием стопорных клапанов турбины на этапе освоения 100% мощности на 6-м блоке ЗАЭС.
4. В ходе выполнения научно-исследовательской работы "Анализ ядерной безопасности реакторов ВВЭР при перегрузках топлива" были оценены погрешности определения температурного коэффициента и коэффициента плотности реактивности, исследованы их зависимости от параметров состояния свежей загрузки активной зоны реактора ВВЭР-1000 при подъеме мощности реактора выше МКР, оценены аксиальный и азимутальный распределения флюенса быстрых нейтронов на корпус реакторов ВВЭР. Для свежей проектной загрузки реактора ВВЭР-1000 блока № 6 ЗАЭС была отредактирована программа физического пуска, которая обеспечила соответствие температурного коэффициента реактивности реактора проектным пределам, критериям и принципам безопасной эксплуатации при подъеме мощности выше МКР.
5. В ходе выполнения работы "Исследование безопасности систем хранения и транспортировки ядерного топлива" проведены тестовые расчеты с помощью программ ORIGEN, SCALE-PC и MCNP-4а и осуществлено сравнение полученных вычислений с экспериментальными данными, а также с результатами расчетов по ряду других программ. Во время освоения и внедрения программ были решены вопросы вычисления их погрешностей в определении изотопного состава и эффективного коэффициента размножения нейтронов, исследованы возможные пути повышения подкритичности объектов хранения и транспортировки отработанного топлива.
6. В рамках работы "Анализ аварийных и нестационарных режимов эксплуатации реакторов ВВЭР" были исследованы аварийные ситуации, связанные с падением ОР СУЗ, неправильным подключением холодной петли, не работавшей раньше, выбросом кластера ВВЭР 1000 в условиях срабатывания аварийной защиты при различных скоростях погружения ОР СУЗ в активную зону на номинальном уровне мощности и МКР. Были проведены исследования глубины подкритичности реактора ВВЭР-1000 в горячем состоянии (в начале и в конце кампании реактора) при застывании одного наиболее эффективного органа СУЗ в условиях частичного невведення ОР СУЗ по сигналу аварийной защиты. Расчеты проводились в трехмерной геометрии с использованием программного комплекса DYN3D.
7. В отделе разработана методология консервативного анализа безопасности реакторов ВВЭР в проектных реактивносных авариях, для которых характерно асимметричное поведения активной зоны, с использованием трехмерного кинетического кода DYN3D.
8. Выполнены исследования ксеноновых переходных процессов и безопасности эксплуатации ВВЭР-1000 в режимах маневрирования мощностью.
9. Разработана и обоснована методика учета глубины выгорания топлива для оценки ядерной безопасности контейнеров отработанных ТВС, устанавливаемых на площадку СХОЯТ ЗАЭС.

   Международное сотрудничество

   В рамках проекта с Европейским сообществом SRR1/95 "Improvement of the verification of coupled thermo-hydraulics/neutron kinetics codes", в котором принимали участие научные организации из Германии, Англии, Финляндии, России, Болгарии, Чехии, Словакии и Украины, выполнены расчетные исследования переходного процесса реактора ВВЭР-1000 Балаковской АЭС, связанного с отключением одного турбонасоса для подачи воды в парогенераторы. Для расчетов использовался соединенный нейтронно-физический теплогидравлический код DYN3D/ATHLET.

   В 1998-2001 гг. сотрудники отдела принимали участие в выполнении проекта МАГАТЭ RER/4/017 "База данных для корпусов реакторов ВВЭР-1000", который разрабатывался специалистами из Чехии, Болгарии, России и Украины. Целью этой работы была подготовка эталонной задачи (benchmark) для расчета енерговыделений в активной зоне реактора ВВЭР-1000, потока и спектра быстрых нейтронов в околокорпусном пространстве реактора. Проект заключался в выполнении ряда независимых расчетов величины и спектра потока нейтронов внутри и вне корпуса реактора ВВЭР-1000, величины радиального и аксиального энерговыделения в каждом твэле, а также в сравнении результатов расчетов с экспериментальными данными, полученными на установке LR-0 в Институте ядерных исследований в м.Ржежи, Чехия.

   Публикации

   1. Публикации сотрудников отдела можно найти в материалах AER симпозиума, журнале "Ядерная и радиационная безопасность", журналах России "Атомная энергия" и ВАНТ.
   2. В 2008 г. издана книга "Динамика ядерного реактора с распределеннымы параметрами в исследования переходных режимов эксплуатации ВВЭР и РБМК", в которую вошли работы, написанные начальником отдела В.А. Халимончуком, а также работы, написанные им в соавторстве с коллегами.