Моделирование выхода продуктов деления из топлива на начальной стадии тяжелой аварии В.В. Безлепкин, И.А.Потапов, А.С.Фролов ФГУП СПбАЭП, Санкт-Петербург, Россия презентация

В.В. Безлепкин, И.А.Потапов, А.С.Фролов ФГУП СПбАЭП, Санкт-Петербург, Россия

НУклидного Состава) предназначен для экспресс-оценки временной зависимости концентрации, активности и энерговыделения ПД и актиноидов в топливе на этапе штатной работы и после останова реактора типа ВВЭР.
Код реализует одногрупповую нейтронную методику для расчета концентраций ПД и актиноидов.
Учитывается γ- и β-распады ПД и радиационный захват медленных нейтронов.
Учитывается наработка делящихся нуклидов.
Библиотека содержит данные для 265 нуклидов, включая стабильные.
Разработан модуль в ИБРАЭ РАН.

Для выполнения кросс-верификации результатов расчета модуля БОНУС использован код РАДИОНУКЛИД.
Код предназначен для расчета нуклидного состава, активности и радиационных характеристик топлива энергетических реакторов на тепловых нейтронах.
Основу кода РАДИОНУКЛИД составляют известные коды WIMS-D4 и ORIGEN.
Код оперирует с 879 нуклидами (ПД) и 129 актинидами.
Разработан код РАДИОНУКЛИД в РНЦ КИ.

и актиноидов в топливе в зависимости от времени после останова реактора по отношению к номинальной мощности реактора.

остаточное энерговыделение в топливе

при работе реактора на мощности

ПД из топлива за счет кинетической энергии, получаемой осколком при делении тяжелого ядра.
Выход ПД из топлива за счет испарения топлива в треках деления.
Выход ПД из топлива за счет диффузии ПД в топливе.

осевом отверстии и твэле РУ V-428.

твердого топлива средняя скорость изменения концентрации элемента j описывается уравнением

(1)
где Nj – средняя концентрация атомов элемента в топливе в момент времени t, Rj –скорость выхода элемента из топлива в зазор, Sj – источник.

Модель CORSOR
В этой модели скорости выхода записывается в виде

(2)
T – температура топлива в К, Aj и Bj — эмпирические коэффициенты, полученные из сравнения с экспериментальными данными. При T < 1173 К скорость выхода обращается в нуль.

Модель CORSOR–М
Эта модель отличается от CORSOR только формой зависимости скорости от температуры:
(3)
R — универсальная газовая постоянная, kj и Qj эмпирические коэффициенты.

Модель CORSOR–BOOTH
Для описания выхода ПД в зазор используется полуфеноменологическая модель диффузии в эффективной сфере (Booth модель). В этой модели цезию отводится роль опорного элемента. Скорости выхода остальных элементов (классов) рассчитываются с помощью корреляционного соотношения

(4)

момент останова реактора. Выход ПД из топлива по отношению к наработанному в топливе, вычисленный по модели CORSOR-M на момент окончания 3-летней кампании.

момент останова реактора. Сравнение выхода нуклидов из топлива

реакторов типа ВВЭР соответствует принятым в мировой практике подходам и точности.

При использовании моделей CORSOR, CORSOR-M и CORSOR-BOOTH (модуль КОРРЕЛ) для моделирования выхода РПД следует учитывать следующее.
Модели не дают адекватного описания накопления ПД (РПД) под оболочкой твэлов на момент останова реактора.
Выход ПД (РПД) из топлива во времени модели описывают по разному. Дополнительно требуется выполнение вариантных расчетов и проведение анализа представительности результатов.
При использовании моделей предполагается неизменность состава классов ПД в процессе аварии , (наработка РПД отсутствует, изменение состава классов не учитывается). Требуется проведение обоснования данного положения для конкретных сценариев аварии.

В заключение авторы выражают благодарность сотрудникам НИО ФГУП СПбАЭП за помощь в работе и предоставление исходных данных по расчету тяжелой аварии, сотрудникам ИБРАЭ РАН за предоставление расчетных программ и консультации по их использованию.