Коэффициенты запаса для флюенсов нейтронов при оценке безопасности АЭС

Abstract

При расчетах, связанных с оценкой безопасности АЭС, согласно общемировой практике и ряду действующих нормативных документов требуется использование консервативных подходов, что подразумевает необходимость учета ошибки определения, прежде всего, флюенса нейтронов. Предлагается проводить такой учет, умножая значения флюенсов нейтронов, полученные в транспортных расчетах, на коэффициенты запаса. Значения коэффициентов запаса вычисляются по разработанной методике, опирающейся на теорию ошибок, особенности программы расчета переноса нейтронов и полученные с ее помощью результаты. Показано, что для подавляющего большинства мест определения программой MCPV флюенсов нейтронов на корпус, внутри корпусные устройства и опорные элементы реактора ВВЭР-1000 можно использовать значение коэффициента запаса 1,18 с доверительной вероятностью не ниже 95 %.

У розрахунках, пов’язаних з оцінкою безпеки АЕС, згідно із загальносвітовою практикою та низкою чинних нормативних документів потрібно використовувати консервативні підходи, що передбачає необхідність врахування похибки визначення, перш за все, флюенсу нейтронів. Для врахування цієї похибки пропонується множити значення флюенсу нейтронів, отримані в транспортних розрахунках, на коефіцієнти запасу. Значення коефіцієнтів запасу обчислюються за розробленою методикою, що спирається на теорію похибок, особливості програми розрахунку перенесення нейтронів і отримані за її допомогою результати. Показано, що для переважної більшості місць визначення програмою MCPV флюенсу нейтронів на корпус, внутрішньокорпусні пристрої та опорні елементи реактора ВВЕР-1000 можна брати значення коефіцієнта запасу 1,18 з довірчою ймовірністю не нижче 95 %.

In accordance with global practice and a number of existing regulations, the use of conservative approach is required for the calculations related to nuclear safety assessment of NPP. It implies the need to consider the determination of neutron fluence errors that is rather complicated. It is proposed to carry out the consideration by the way of multiplying the neutron fluences obtained with transport calculations by safety factors. The safety factor values are calculated by the developed technique based on the theory of errors, features of the neutron transport calculation code and the results obtained with the code. It is shown that the safety factor value is equal 1.18 with the confidence level of not less than 0.95 for the majority of VVER-1000 reactor places where neutron fluences are determined by MCPV code, and its maximum value is 1.25