Підходи до виконання нейтронно-фізичних розрахунків для обґрунтування продовження строку експлуатації ОР СУЗ ВВЕР-1000
The uninterrupted operation of Ukrainian NPPs depends not only on timely delivery of fresh fuel, but also on the supply of a number of other critical core elements. One of these critical elements is control rods, which have their own lifetime and need to be replaced on a regular basis. If the divers...
Gespeichert in:
| Datum: | 2024 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | English |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2024
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1157 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Institution
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1157 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2025-02-10T08:05:35Z |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Mazurok, O. Ivanov, V. Godun, O. Zuyok, V. Makarenko, A. |
| spellingShingle |
Mazurok, O. Ivanov, V. Godun, O. Zuyok, V. Makarenko, A. Підходи до виконання нейтронно-фізичних розрахунків для обґрунтування продовження строку експлуатації ОР СУЗ ВВЕР-1000 |
| author_facet |
Mazurok, O. Ivanov, V. Godun, O. Zuyok, V. Makarenko, A. |
| author_sort |
Mazurok, O. |
| title |
Підходи до виконання нейтронно-фізичних розрахунків для обґрунтування продовження строку експлуатації ОР СУЗ ВВЕР-1000 |
| title_short |
Підходи до виконання нейтронно-фізичних розрахунків для обґрунтування продовження строку експлуатації ОР СУЗ ВВЕР-1000 |
| title_full |
Підходи до виконання нейтронно-фізичних розрахунків для обґрунтування продовження строку експлуатації ОР СУЗ ВВЕР-1000 |
| title_fullStr |
Підходи до виконання нейтронно-фізичних розрахунків для обґрунтування продовження строку експлуатації ОР СУЗ ВВЕР-1000 |
| title_full_unstemmed |
Підходи до виконання нейтронно-фізичних розрахунків для обґрунтування продовження строку експлуатації ОР СУЗ ВВЕР-1000 |
| title_sort |
підходи до виконання нейтронно-фізичних розрахунків для обґрунтування продовження строку експлуатації ор суз ввер-1000 |
| title_alt |
Approaches to Neutronic Calculations to Justify the Lifetime Extension for VVER-1000 Control Rods |
| description |
The uninterrupted operation of Ukrainian NPPs depends not only on timely delivery of fresh fuel, but also on the supply of a number of other critical core elements. One of these critical elements is control rods, which have their own lifetime and need to be replaced on a regular basis. If the diversification of nuclear fuel suppliers has been ongoing since the early 2000s [1], the diversification of control rods was at the initial stage at the beginning of the full-scale invasion and its completion requires some time to conduct the relevant tests and trial operation in the reactor core.
For temporary meeting the NPP need for control rods, it was decided to justify lifetime extension for them by determining the residual lifetime. Control rod lifetime extension is based on the determination of the residual lifetime using an approach that takes into account control rod actual position during all fuel campaigns in which the control rods were operated. Excessive conservatism was laid due to the assumption that the immersion of the 10th working group in the core during all fuel campaigns is 70 %, but the actual position is 85–90 %. To reduce conservatism, it is necessary to take into account the actual position of the emergency control groups during all fuel campaigns in which the control rods were part of the control group that requires a large number of neutronic calculations to determine the neutron fluence and absorbing element burnup (boron-10).
The obvious approach to determining the fluence of fast neutrons and boron burnup in absorbing elements is currently the use of the Monte Carlo method, which allows modeling neutron transport without any serious assumptions and approximations of the computational model, and, accordingly, present the most accurate results. The main disadvantage of Monte Carlo codes is that the simulation of complex systems is a long-term computational process, which can become a limiting factor. Considering the need to take into account the actual operation schedule of each control rod, the application of the Monte Carlo method to justify the operability in the lifetime extension for control rods is extremely problematic.
The approach to neutronic calculations using the HELIOS code is proposed in the paper in terms of determining the fluence of fast neutrons and burnup of the boron-10 isotope in absorbing elements. The approach is based on the application of the neutron transport solution in two-dimensional geometry based on the method of the first collision probability and the subsequent synthesis of two- and one-dimensional neutron flux density distributions. The implemented approach is characterized by an accuracy comparable to the Monte Carlo method but is much more efficient in terms of computer time spent for calculations, which allows a large amount of calculations to be performed to justify the lifetime extension for each individual control rod, taking into account the real history of operation. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2024 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1157 |
| work_keys_str_mv |
AT mazuroko approachestoneutroniccalculationstojustifythelifetimeextensionforvver1000controlrods AT ivanovv approachestoneutroniccalculationstojustifythelifetimeextensionforvver1000controlrods AT goduno approachestoneutroniccalculationstojustifythelifetimeextensionforvver1000controlrods AT zuyokv approachestoneutroniccalculationstojustifythelifetimeextensionforvver1000controlrods AT makarenkoa approachestoneutroniccalculationstojustifythelifetimeextensionforvver1000controlrods AT mazuroko pídhodidovikonannânejtronnofízičnihrozrahunkívdlâobgruntuvannâprodovžennâstrokuekspluatacííorsuzvver1000 AT ivanovv pídhodidovikonannânejtronnofízičnihrozrahunkívdlâobgruntuvannâprodovžennâstrokuekspluatacííorsuzvver1000 AT goduno pídhodidovikonannânejtronnofízičnihrozrahunkívdlâobgruntuvannâprodovžennâstrokuekspluatacííorsuzvver1000 AT zuyokv pídhodidovikonannânejtronnofízičnihrozrahunkívdlâobgruntuvannâprodovžennâstrokuekspluatacííorsuzvver1000 AT makarenkoa pídhodidovikonannânejtronnofízičnihrozrahunkívdlâobgruntuvannâprodovžennâstrokuekspluatacííorsuzvver1000 |
| first_indexed |
2025-07-17T12:12:28Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:12:28Z |
| _version_ |
1844164777120628736 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-11572025-02-10T08:05:35Z Approaches to Neutronic Calculations to Justify the Lifetime Extension for VVER-1000 Control Rods Підходи до виконання нейтронно-фізичних розрахунків для обґрунтування продовження строку експлуатації ОР СУЗ ВВЕР-1000 Mazurok, O. Ivanov, V. Godun, O. Zuyok, V. Makarenko, A. The uninterrupted operation of Ukrainian NPPs depends not only on timely delivery of fresh fuel, but also on the supply of a number of other critical core elements. One of these critical elements is control rods, which have their own lifetime and need to be replaced on a regular basis. If the diversification of nuclear fuel suppliers has been ongoing since the early 2000s [1], the diversification of control rods was at the initial stage at the beginning of the full-scale invasion and its completion requires some time to conduct the relevant tests and trial operation in the reactor core. For temporary meeting the NPP need for control rods, it was decided to justify lifetime extension for them by determining the residual lifetime. Control rod lifetime extension is based on the determination of the residual lifetime using an approach that takes into account control rod actual position during all fuel campaigns in which the control rods were operated. Excessive conservatism was laid due to the assumption that the immersion of the 10th working group in the core during all fuel campaigns is 70 %, but the actual position is 85–90 %. To reduce conservatism, it is necessary to take into account the actual position of the emergency control groups during all fuel campaigns in which the control rods were part of the control group that requires a large number of neutronic calculations to determine the neutron fluence and absorbing element burnup (boron-10). The obvious approach to determining the fluence of fast neutrons and boron burnup in absorbing elements is currently the use of the Monte Carlo method, which allows modeling neutron transport without any serious assumptions and approximations of the computational model, and, accordingly, present the most accurate results. The main disadvantage of Monte Carlo codes is that the simulation of complex systems is a long-term computational process, which can become a limiting factor. Considering the need to take into account the actual operation schedule of each control rod, the application of the Monte Carlo method to justify the operability in the lifetime extension for control rods is extremely problematic. The approach to neutronic calculations using the HELIOS code is proposed in the paper in terms of determining the fluence of fast neutrons and burnup of the boron-10 isotope in absorbing elements. The approach is based on the application of the neutron transport solution in two-dimensional geometry based on the method of the first collision probability and the subsequent synthesis of two- and one-dimensional neutron flux density distributions. The implemented approach is characterized by an accuracy comparable to the Monte Carlo method but is much more efficient in terms of computer time spent for calculations, which allows a large amount of calculations to be performed to justify the lifetime extension for each individual control rod, taking into account the real history of operation. Безперебійна робота українських АЕС залежить не тільки від своєчасних поставок свіжого палива, але і постачання низки інших критичних елементів активної зони. Одним із таких критичних елементів є поглинаючі стрижні системи управління та захисту (далі – ПС СУЗ), які мають свій ресурс експлуатації та які необхідно регулярно замінювати. Якщо процес диверсифікації постачальників ядерного палива триває ще з початку 2000-х років, то диверсифікація ПС СУЗ на початок повномасштабного вторгнення була на початковій стадії та для її завершення потрібен ще певний час для проведення відповідних випробувань та дослідної експлуатації в активні зоні реактора. Для тимчасового забезпечення потреб АЕС у ПС СУЗ, вирішено провести обґрунтування продовження їх строку експлуатації шляхом визначення залишкового ресурсу. Продовження строку експлуатації ПС СУЗ базується на визначенні залишкового ресурсу за допомогою підходу, в якому враховується реальне положення ПС СУЗ протягом усіх паливних кампаній, у яких експлуатувались ПС СУЗ. Надлишковий консерватизм було закладено завдяки припущенню, що занурення 10-ї робочої групи в активну зону протягом усіх паливних кампаній становить 70 %, але фактичне положення становить 85–90 %. Для зниження консерватизму необхідно враховувати реальне положення груп автоматичного регулювання протягом усіх паливних кампаній, у яких ПС СУЗ були у складі регулюючої групи, що потребує проведення великої кількості нейтронно-фізичних розрахунків з визначення флюенсу нейтронів та глибини вигорання поглинача (В-10). Очевидним підходом до визначення флюенсу швидких нейтронів та вигоряння бору в ПЕЛ наразі є застосування методу Монте-Карло, що дозволяє моделювати транспорт нейтронів без будь-яких серйозних припущень та наближень розрахункової моделі та, відповідно, давати найбільш точний результат. Головним недоліком кодів, що використовують метод Монте-Карло, є те, що моделювання складних систем є довготривалим обчислювальним процесом, що може стати обмежувальним фактором. Зважаючи на необхідність врахування реального графіка експлуатації кожного органу регулювання СУЗ, застосування методу Монте-Карло для обґрунтування працездатності під час подовження експлуатації ПС СУЗ є вкрай проблематичним. Запропонований у статті підхід до виконання нейтронно-фізичних розрахунків з використанням коду HELIOS в частині визначення флюенсу швидких нейтронів та вигоряння ізотопу В-10 в ПЕЛ. Підхід базується на застосуванні рішення транспорту нейтронів у двовимірній геометрії на основі методу імовірності перших зіткнень та подальшого синтезу дво- та одномірних розподілів щільності потоку нейтронів. Реалізований підхід характеризується точністю, співставною з методом Монте-Карло, але набагато ефективніший у частині витрат машиночасу на виконання розрахунків, що дозволяє виконати великий обсяг розрахунків для обґрунтування подовження строку експлуатації кожного окремого ПС СУЗ з урахуванням реальної історії експлуатації. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2024-12-23 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1157 10.32918/nrs.2024.4(104).03 Nuclear and Radiation Safety; No 4(104) (2024): Nuclear and Radiation Safety; 22-29 Ядерна та радіаційна безпека; № 4(104) (2024): Ядерна та радіаційна безпека; 22-29 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1157/856 Авторське право (c) 2024 O. Mazurok, V. Ivanov, O. Godun, V. Zuyok, A. Makarenko |