Документ утратил силу или отменен. Подробнее см. Справку

Учет истории облучения (учет выгорания)

VII.61. Главная функция упаковок, содержащих делящиеся материалы, сводится к обеспечению подкритичности. Так, для упаковок, где термические, конструктивные, массогабаритные соображения, а также соображения по герметизации и радиационной защите представляют собой факторы, ограничивающие конструкторские решения, очень привлекательно в анализе основ конструкции придерживаться предположений сколь возможно простых и граничных так долго, пока конструкция упаковки ограничивается другими техническими проблемами. При перевозке ОЯТ (т.е. топлива облученного до выгорания, близкого к проектному) традиционна основа для конструкции при выполнении оценки безопасности по критичности - использование изотопного состава свежего, необлученного топлива. Такой подход является непосредственным, относительно легкозащищаемым и обеспечивает консервативный запас, обычно исключающий вероятность ошибочных событий.

VII.62. Перевозка ОЯТ с более долгим временем выдержки и необходимость рассматривать более высокий уровень начального обогащения сделала безопасность по критичности фактором, более ограничивающим конструктивные решения для упаковок с ОЯТ. Поэтому для увеличения загрузки ОЯТ в новых конструкциях и допущения больших начальных обогащений в существующих упаковках концепция учета пониженной реактивности вследствие облучения или выгорания ОЯТ становится притягательной альтернативой предположениям свежего топлива. Концепция учета изменения состава топлива и соответствующего уменьшения реактивности из-за выгорания ОЯТ называется "учет выгорания". Хотя тот факт, что ОЯТ имеет пониженную реактивность по сравнению со свежим топливом, не вызывает сомнений, множество проблем должно быть рассмотрено и решено прежде, чем использовать изотопный состав ОЯТ в анализе конструкционной основы при оценках безопасности по критичности. В эти проблемы входит:

(1) валидация аналитических инструментов и соответствующих ядерных данных для демонстрации их применимости в области учета выгорания;

(2) определение анализов основы конструкции, обеспечивающих

предсказание граничного значения k ;

eff

(3) эксплуатационный и административный контроль,

гарантирующий, что ОЯТ, загруженное в упаковку, было проверено на

соответствие требованиям к загрузке, определенным для данной

конструкции упаковки.

VII.63. Использование изотопного состава ОЯТ в анализах

безопасности по критичности означает, что все расчетные методы,

применяемые для предсказания этого изотопного состава, должны

проходить валидацию, предпочтительно по результатам измерения.

Реактивность ОЯТ уменьшается вследствие уменьшения делящегося

содержимого и увеличения количества паразитических поглощающих

нейтроны нуклидов (неделящихся актинидов и продуктов деления),

образующихся при выгорании. Бродхед [VII.23] и Дехарт [VII.24]

дают информацию, помогающую определять важные нуклиды, влияющие на

реактивность ОЯТ реакторов PWR. Нуклиды в составе ОЯТ, которые

могут быть опущены при выполнении анализа безопасности,

представляют собой паразитические поглотители, способные только

еще уменьшать k , если они будут включены в анализ. Поглотители

eff

нейтронов, не являющиеся элементами матрицы топливного материала

(газы и т.д.), также должны быть опущены.

VII.64. После выбора нуклидов, используемых в анализе безопасности, должен начаться процесс валидации. Были разработаны каталоги измеренных параметров изотопов [VII.25 - VII.27] и предприняты усилия по валидации расчетных методов с использованием данных, выбранных из этих каталогов [VII.27 - VII.29]. Объем измеренных данных об изотопах, доступных для верификации, ограничен. Кроме того, вызывает озабоченность тот факт, что база данных с измерениями продуктов деления - малая часть измерений для актинидов. Данные о сечениях для нуклидов, являющихся продуктами деления, подверглись гораздо меньшей проверке в широком энергетическом диапазоне, чем большая часть актинидов, важных для ОЯТ. Продукты деления могут обеспечивать 20 - 30% отрицательной реактивности вследствие выгорания, однако неопределенности данных об их сечениях и предсказаний изотопного состава уменьшают эффективность их использования в оценках безопасности с учетом выгорания.

VII.65. Использование изотопного состава ОЯТ подняло также

проблемы относительно работоспособности методов расчета k .

eff

Причина беспокойства - нет открыто опубликованных результатов

критических экспериментов с ОЯТ в транспортной упаковке. Наличие

экспериментальных данных о реальном облученном топливе желательно

для демонстрации того, что сечения нуклидов, не наблюдаемых в

свежем топливе, адекватны для предсказания величины k , что

eff

вариации изотопного состава и их влияние на k могут быть

eff

адекватно смоделированы, и что физика взаимодействия частиц в ОЯТ

адекватно отражается в методологии анализа. Для обеспечения основ

для валидации методов расчета, применяемых в ООБ упаковки, следует

рассматривать достаточный объем соответствующих экспериментальных

данных [VII.30 - VII.33], используя учет выгорания как базисное

предположение для конструкции. Расчет стандартных задач [VII.34 -

VII.36], позволяющий сравнивать независимые методы расчета и

данные, также может оказывать значимую помощь в понимании

технических проблем и выявлении потенциальных причин расхождения

между предсказанными и измеренными данными.

VII.66. Необходимо понимание неопределенностей моделирования и

параметров вместе с соответствующим включением этих

неопределенностей в аналитические допущения с тем, чтобы для ООБ

упаковочного комплекта было вычислено граничное значение k ,

eff

которое применяет учет выгорания. Многие из этих неопределенностей

следует изучать как часть процесса валидации. Например, Дехарт

[VII.24] обсуждает процедуру внедрения переменности измеренных

изотопных данных в анализ измеренных данных и количество точек

данных для получения "поправочного" коэффициента, который

моделирует изотопный состав ОЯТ так, чтобы можно было выполнять

консервативную расчетную оценку k .

eff

VII.67. Нуклидный состав конкретной топливной сборки в

реакторе в разной степени зависит от начального содержания

нуклидов, удельной мощности, истории работы реактора (включая

температуру замедлителя, растворимый бор и размещение сборки в

реакторе), наличия выгорающих поглотителей или управляющих

стержней, времени охлаждения после выгрузки. Аналитику редко, если

когда-либо вообще, известны все параметры облучения; обычно

аналитик должен продемонстрировать безопасность по критичности

упаковки для определенного начального обогащения, выгорания,

времени охлаждения и типа сборки. Данные об удельной мощности,

истории работы, осевом распределении выгорания и наличии

выгорающих поглотителей должны быть отобраны так, чтобы

гарантировать, что рассчитанный состав ОЯТ обеспечит

консервативные оценки k . Идентификация важных параметров

eff

истории реактора и их влияние на реактивность ОЯТ рассмотрены

Дехартом [VII.24], Дехартом и Парксом [VII.37] и Боуденом

[VII.38]. Аналогично Дехарт и Паркс [VII.37, VII.24] обсуждают

влияние неопределенности аксиального профиля выгорания и дают

информацию о деталях осевого распределения изотопов и численных

входных параметрах (количество историй нейтронов и т.п.) для

того, чтобы надежно предсказать значение k .

eff

VII.68. Использованием граничных неопределенностей в процессе валидации и в аналитических предположениях должно обеспечивать гарантию того, что для диапазона начальных обогащений, выгораний, времени охлаждения и типа сборки анализ безопасности консервативен. Для данного типа сборки и минимального времени охлаждения (реактивность уменьшается с увеличением времени охлаждения в течение первых 100 лет или около того) в ходе анализа безопасности можно получать кривую загрузки (см. рис. VII.2 - не приводится), показывающую область выгораний/начальных обогащений, в которой подкритичность гарантирована.