State Scientific Center - Research Institute of Atomic Reactors

В статье приведены методические особенности анализа ядерной безопасности при обращении (хранение, транспортирование, размещение во время исследований) с экспериментальными твэлами и тепловыделяющими сборками (ТВС) различных типов реакторных установок. Представлены примеры анализа обеспечения требований ядерной безопасности для отдельных изделий (ТВС, кассы с твэлами) и совместных систем, образуемых в ходе выполнения исследовательских работ с использованием результатов расчетов эффективного коэффициента размножения нейтронов в программах семейства MCU. Показана возможность снижения трудозатрат при выполнении расчетного анализа ядерной безопасности без потери в уровне консерватизма при установлении ограничений по параметрам ядерной безопасности для всего многообразия ТВС и твэлов, поступающих на исследования. При выполнении расчетного анализа применялись консервативные допущения, которые заведомо приводят к завышенным значениям эффективного коэффициента размножения нейтронов рассматриваемых систем. В частности, предполагали, что: ▪ в расчетных моделях отсутствуют конструкционные материалы, поглощающие нейтроны; ▪ все изотопы плутония представлены делящимся изотопом 239Pu; ▪ ядерное топливо, в том числе и облученное, является свежим (без учета выгорания и накопления продуктов деления, поглощающих нейтроны). Используемый подход позволяет распространить полученные ограничения на новые ТВС и твэлы без проведения дополнительного анализа. This paper describes methodical specifics of nuclear safety analysis for handling (storage, transportation, and positioning during examination) of experimental fuel rods and fuel assemblies (FAs) from various reactors. Examples of analysis of ensuring nuclear safety requirements for individual products (FAs, fuel rod assemblies) and joint systems formed during research work using the results of calculations of the effective neutron multiplication factor in the MCU family of programs are presented. It has been demonstrated that it is possible to reduce labor costs when performing computational nuclear safety analysis, without losing the level of conservatism in setting limits for nuclear safety parameters for the whole variety of fuel assemblies and fuel rods that are transported for post-irradiation examinations. Conservative assumptions were used in the computational analysis, which obviously lead to overestimated values of the effective neutron multiplication factor for the systems under consideration. Specifically, the following assumptions were made: ▪ the computational models do not contain neutron-absorbing structural materials; ▪ all plutonium isotopes are the fissile isotope 239Pu; ▪ and the nuclear fuel, including irradiated fuel, is fresh (excluding burnup and the accumulation of neutron-absorbing fission products). The approach used allows established limiting parameters to be applied to new FAs and fuel rods without the need for additional analysis.

Важная и актуальная задача при лицензировании топлива реакторов ВВЭР – получение све­дений о поведении твэлов в условиях проектных аварий. Одной из таких аварий является авария, вызванная вводом положительной реактивности ( RIA ). С точки зрения обоснования безопасности интерес представляют данные о конечном состоянии топливного сердечника и оболочки твэла, от которого зависит активность теплоносителя первого контура реактора и, соответственно, последствия аварии. Поведение твэлов ВВЭР в условиях аварии изучают, проводя эксперименты в канале исследовательского реактора МИР.М1 с последующими иссле­дованиями состояния опытного образца в радиационно-защитных камерах. Совершенствование методики проведения таких экспериментов включает улучшение способов расчетов параметров испытаний с помощью изучения их характеристик и погрешностей расчетов, а также опти­мизации исходных данных. В статье описана методика, результаты и погрешности расчетов параметров реакторных экспериментов в канале исследовательского реактора МИР.М1 твэлов при моделировании условий проектной аварии RIA. Приведены примеры расчетов двух экс­периментов с твэлами ВВЭР, имеющими оболочку из сплава Э110М и с РЕМИКС-топливом, сравнение результатов измерений и расчетов. Использована методика определения погреш­ностей расчетов, приведенная в «Руководстве по безопасности при использовании атомной энергии» (РБ-166-20).

В статье представлена конструкция облучательного устройства (ОУ) для проведения внутриреакторных испытаний газонаполненных образцов кандидатных конструкционных материалов активной зоны (АЗ) реактора ВВЭР-СКД при сверхкритических параметрах водного теплоносителя в реакторе СМ-3. Для проверки реализуемости заданных условий реакторных испытаний образцов была создана CFD-модель конструкции ОУ в программном комплексе SolidWorks. В рамках работы были проведены расчеты нейтронно-физических характеристик (НФХ) и теплогидравлические расчеты параметров реакторных испытаний образцов. Расчеты НФХ показал, что значения плотности потока быстрых нейтронов (Е ≥ 0.1 МэВ) на поверхности газонаполненных образцах находится в диапазоне (5.31÷4.4)·10 14 см -2 с -1 . По результатам теплогидравлических расчетов определены значения температуры на поверхности газонаполненных образцов – 495±15 °С. Результаты расчетных исследований показали возможность проведения реакторных испытаний конструкционных материалов активной зоны ВВЭР-СКД при сверхкритических параметрах водного теплоносителя в реакторе СМ-3.

Abstract The Neutrino-4 collaboration has improved the detector in the first neutrino laboratory at the SM‑3 reactor. We are also creating a new neutrino laboratory at the same reactor to study light sterile neutrinos. In the Neutrino-4 experiment, oscillations at a 2.7σ confidence level have been observed, which is consistent with the gallium anomaly and the BEST experiment result, but contradicts the latest constraints on the oscillation parameters obtained in the STEREO and PROSPECT experiments. The preparation stages and future prospects of the setup have been presented.