Об учете влияния гетерогенного эффекта в парообразовании на нейтронно-физические характеристики ТВС реактора BWR

Традиционно при проведении нейтронно-физических расчетов в случае, когда замедлитель представляет собой систему пар + вода, эффект парообразования, например, в кипящих реакторах типа BWR учитывается гомогенно уменьшением плотности воды в соответствии с долей пара. В работе сделана попытка исследовать влияние гетерогенной структуры вода + пузырьки пара на нейтронно-физические характеристики ТВС реактора BWR. Для создания модели использовались данные бенчмарка OECD/NEA Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIB. Исследования проводились с использованием программного комплекса SERPENT-2, позволяющего случайным образом разбрасывать сферы различного радиуса, заполненные различным материалом в различных областях активной зоны реактора. Расчеты проводились с использованием библиотеки JEFF-3.1.1. Исследовалась зависимость наблюдаемого эффекта от радиусов пузырьков пара и от доли пара в теплоносителе. Обнаружено, что различия для гомогенной и гетерогенной моделей ТВС могут составлять до 0.3% в величине Кinf, что значительно больше точности, с которой проводились расчеты (~0.01%). Показано, что α уменьшается с ростом размера пузырьков пара при сравнении с гомогенной моделью. Таким образом, обосновывается изменение спектра нейтронов, которое влияет на изменение коэффициента размножения. При расчетном исследовании пустотного эффекта выявлено, что расхождения достигают 8% при рассмотрении моделей с различным паросодержанием и идентичных размерах пузырьков пара. Данная величина важна для корректной интерпретации мощностного эффекта реактивности в задачах оптимизации топливоиспользования. В частности, актуально для обоснования внедрения новых видов топлива.

1. Santamarina A. Advanced neutronics tools for BWR design calculations. Nuclear Engineering and Design. 2008. https://doi.org/10.1016/J.NUCENGDES.2007.12.012

2. BWRVIP-06-A: BWR Vessel and Internals Project, Safety Assessment of BWR Reactor Internals. EPRI Technical Report 1006598. March 2002. Available at: https://www.epri.com/research/products/000000000001006598 (accessed: 14.01.2025).

3. Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety: BWR pressure vessel internals IAEA, VIENNA, 2005. 117 p. Available at: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1471_web.pdf (accessed: 16.01.2025).

4. Алимов Ю.В., Баловнев А.В., Давыдов В.К., Жирнов А.П. [и др.]. Нейтронно-физические характеристики и ядерная безопасность РБМК. Атомная энергия. 2017;123:266–270. Режим доступа: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/615/594 (дата обращения: 16.01.2025).

5. Петров А.А. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. Москва: НИКИЭТ, 2013. 631 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01006634605?ysclid=mbgl9l8xbm782786369 (дата обращения: 16.01.2025).

6. Farajisarir D. Growth and collapse of vapour bubbles in convective subcooled boiling of water. A thesis submitted in partial fulfillment of the requirements for the degree of master of applied science. The university of british Columbia. 1993. 133 p. https://doi.org/10.14288/1.0080907

7. Yamamoto T., Sakai,T., Iwahashi D. Effect of Pu-rich agglomerates in MOX fuel on reactivity analysis of light water reactor MOX core physics experiments. Journal of nuclear science and technology. 2017;55(4):438–449. https://doi.org/10.1080/00223131.2017.14033

8. Santamarina A., Bernard D., Blaise P., Coste M. [et al.]. The JEFF-3.1.1 Nuclear Data Library JEFF Report 22 Validation Results from JEF-2.2 to JEFF-3.1.1. 61 p. Available at: https://oecd-nea.org/jcms/pl_36824/the-jeff-3-1-1-nuclear-data-library?details=true (accessed: 20.01.2025).

9. Okuno H., Naito Y., Suyama K. OECD/NEA Burnup Credit Criticality Benchmarks Phase IIIB: Burnup Calculations of BWR Fuel Assemblies for Storage and Transport. NEA/NSC/DOC(2002)2. Available at: https://oecd-nea.org/science/wpncs/buc/specifications/PhaseIIIB_report.pdf (accessed: 20.01.2025).

10. Leppänen J. PSG2 / Serpent – a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code March 5, 2012 User’s Manual. 163 p. Available at: https://serpent.vtt.fi/serpent/download/Serpent_manual.pdf (accessed: 20.01.2025).

11. Rintala V., Suikkanen H., Leppänen J., Kyrki-Rajamäki R. Modeling of realistic pebble bed reactor geometries using the Serpent Monte Carlo code. Annals of nuclear energy. 2015;77:223–230. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.11.018