У дисертації запропоноване нове рішення наукової задачі, яка полягає в розробці і налагодженні повномасштабних розрахункових моделей, що адекватно відбивають як усі конструктивні особливості, масо-габаритні параметри об’єктів розрахунків (реактора РВПК, сховища відпрацьованого ядерного палива, паливовмісних мас об’єкта “Укриття”), так і нейтронно-фізичні процеси, що протікають у них. Використання запропонованих методик і підходів дозволить оптимізувати витрати на зняття з експлуатації реакторів Чорнобильської АЕС, підвищити ядерну безпеку при поводженні з відпрацьованим ядерним паливом і паливовмісними масами об’єкта “Укриття”. За результатами виконаної роботи можна сформулювати наступні висновки: Розроблено методику розрахунку просторово-енергетичного розподілу флюенса нейтронів по конструкціях реактора РБМК, що дозволяє коректно врахувати всі основні особливості реактора (конструкцію, режими роботи, історію експлуатації блоку).
Розроблено й апробовано базову повномасштабну тривимірну модель реактора РВПК для комп’ютерних кодів SCALE4.4a і MCNP4 (версій B і C2), яка адекватно відбиває нейтронно-фізичні процеси, що протікають у ньому. Дана модель може використовуватися як для поточного обґрунтування ядерної безпеки реактора РВПК, так і для наступних розрахунків ізотопного складу й активності реакторних конструкцій. Запропоновано схему розрахунків і експериментальних досліджень радіаційних характеристик реакторних конструкцій для енергоблоків з реакторами РВПК, що дозволяє оптимізувати сумарні витрати на дані дослідження. Розроблено й апробовано базову повномасштабну тривимірну модель сухого екранованого пеналу сховища відпрацьованого ядерного палива (СВЯП-2 ЧАЕС) для коду MCNP4C2, що адекватно відбиває нейтронно-фізичні процеси, що протікають у ньому.
Дана модель може використовуватися для обґрунтування ядерної безпеки СВЯП-2 і дозволяє детально враховувати початкове збагачення і енергонапрацювання кожної паливної збірки. Розроблено й апробовано базову повномасштабну тривимірну модель паливовмісних мас об’єкта “Укриття”, що дозволяє повною мірою враховувати гетерогенний характер ПВМ (наявність непереплавлених паливних таблеток і фрагментів ТВЕЛів).
Дана модель дозволяє проводити як поточний аналіз ядерної безпеки об’єкта “Укриття” (у т.ч. при можливих техногенних і/або технологічних впливах), так і може бути використана в роботах по експериментально-розрахунковому визначенню Кеф - основного параметра ядерної безпеки. Відпрацьовано й апробовано концептуальні підходи до повномасштабного тривимірного моделювання об’єктів ядерної енергетики при проведенні розрахунків за допомогою програм і кодів для ядерно-фізичних розрахунків MCNP, SCALE і ін., засновані на принципах мінімізації внесення спрощень у геометрію об’єктів розрахунків і внесення адекватних спрощень при описі матеріального складу цих об’єктів.
Перелік опублікованих робіт Бобро Д.Г., Носовський А.В., Павлович В.М., Неретін Ю.О. Розрахунковий аналіз активності графітової кладки реактора 2-го енергоблоку Чорнобильської АЕС після його остаточної зупинки. // Наукові вісті НТУУ "КПІ". К., 2002, №2 (22), с.10-21. Бобро Д.Г., Гарин Е.В., Носовский А.В., Хоменко И.М. Использование программных кодов MCNP 4В и SCALE 4.4a для оценки критичности топливосодержащих материалов объекта “Укрытие”. // Проблеми Чорнобиля, Чорнобиль, 2002, вип. 10, ч. 1, с.256-262. Бобро Д.Г., Гарин Е.В., Носовский А.В., Крушинский А.Г. Анализ теплового режима хранения отработавшего топлива в ХОЯТ-2 Чернобыльской АЭС. // Ядерная и радиационная безопасность. К., 2001г, том 4, вып.4, с.42-57. Бобро Д.Г., Бондарьков М.Д., Носовский А.В., Павлович В.Н. и др. Сравнительный анализ экспериментальных и расчетных данных активности и нуклидного состава графитовых элементов каналов реактора 2-го энергоблока ЧАЭС. // Сборник тезисов докладов 6-ой Международной конференции Чернобыльского центра, Славутич, 2003г., с.68-74. Бобро Д.Г., Носовский А.В., Грицай Е.А., Кочегура Ю.А.. Формирование библиотек констант для транспортных расчетов реактора РБМК-1000. // Сборник тезисов докладов 6-ой Международной конференции Чернобыльского центра, Славутич, 2003г., с.66-67. Бобро Д.Г., Гарин Е.В., Носовский А.В., Крушинский А.Г. Анализ теплового режима хранения отработавшего топлива в ХОЯТ-2 Чернобыльской АЭС. // Наукові і технічні аспекти Чорнобиля., К., Політехніка, 2002, вип. 4, с.130-153. Бобро Д.Г., Хоменко И.М. Использование программных кодов MCNP4B и SCALE 4.3 для оценки критичности ТСМ объекта “Укрытие”. // Наукові та технічні аспекти міжнародного співробітництва в Чорнобилі., К., Вища школа, 2001, вип. 3, с.176-185. Бобро Д.Г., Гарин Е.В., Носовский А.В. Электронный атлас нейтронных сечений. // Наукові та технічні аспекти міжнародного співробітництва в Чорнобилі., К., Вища школа, 2001, вип. 3, с.185-189. Бобро Д.Г., Гарин Е.В., Носовский А.В., Трифанов А.В., Боднар И. Возможности МЧЦ по разработке и применению кодов для анализа безопасности АЭС. // Наукові та технічні аспекти міжнародного співробітництва в Чорнобилі., К., Вища школа, 2001, вип. 3, с.189-194. Бобро Д.Г., Хоменко И.М. Использование программного кода MCNP4B для оценки возможных причин возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления на заводе по переработке ядерного топлива в г. Токай-Мура (Япония). // Наукові та технічні аспекти міжнародного співробітництва в Чорнобилі., К., Вища школа, 2001, вип. 3, с.194-198. Бобро Д.Г., Стельмах Д.А., Хоменко И.М. Организация базы данных по расчетным значениям активности отработанного топлива реакторов типа РБМК. // Наукові та технічні аспекти міжнародного співробітництва в Чорнобилі., К., Вища школа, 2001, вип. 3, с.206-211. Бобро Д.Г., Хоменко И.М., Ярославцев К.Г. Сравнение концентраций делящихся нуклидов в отработанном топливе реактора 3-го энергоблока ЧАЭС, рассчитанных кодом WIMSD5 и программой ISOTOP. // Наукові та технічні аспекти міжнародного співробітництва в Чорнобилі., К., Вища школа, 2001, вип. 3, с.211-214.
Анотації |
