Математическое моделирование в задачах проектирования и эксплуатации ядерных реакторов

Математическое моделирование в задачах проектирования и эксплуатации ядерных реакторов

Автор: Щукин, Николай Васильевич

Шифр специальности: 05.13.16

Научная степень: Докторская

Год защиты: 1998

Место защиты: Москва

Количество страниц: 214 с. ил.

Артикул: 237399

Автор: Щукин, Николай Васильевич

Стоимость: 250 руб.

ВВЕДЕНИЕ. Краткое содержание работы. ИСХОДНЫЕ МАТЕМАТИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ ЭУ. ИХ ЦЕЛЕВОЕ НАЗНАЧЕНИЕ И АНАЛИТИЧЕСКИЕ ИССЛЕДОВАНИЯ. Об идеологии математического моделирования, представленной в диссертации. О точечной модели нейтронной кинетики и проблемах интерпретации результатов реакторных измерений. О КОМПЛЕКСНОЙ МА ТЕМАТИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ДИНАМИКИ НЕЙТРОННОЯДЕРНЫХ И ТЕПЛОГИДРОДИНАМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РУ . Постановка задачи расчета нестационарных нейтронных полей. Математическая модель нестационарных трехмерных тепловых и гидродинамических процессов. ТЕОРЕТИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ МАТЕМАТИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ ЯЭУ, ПОСТРОЕНИЕ И ОБОСНОВАНИЕ РАСЧЕТНЫХ АЛГОРИТМОВ. Эффекты реактивности. Некоторые определения. Условия применимости точечного приближения и неоднозначность интерпретации результатов измерений и расчетов. Определение поля энерговыделения по заданной локальной структуре
3. Общая схема алгоритма. АЛГОРИТМ РАСЧЕТА ПАРАМЕТРОВ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ЛОКАЛЬНЫХ ВОЗМУЩЕНИЯХ СВОЙСТВ АКТИВНОЙ ЮНЫ ВЕТЕР. Алгоритм коррекции параметров модели при расчете выделенной области.


Так как значение энерговыделения в топливном канате не является измеряемой величиной, то для сравнительного анализа совместно с расчетными значениями используются результаты восстановления поканальных мощностей по данным дискретных измерений в каналах с ДКЭР. Для этой цели могут использоваться программы восстановления энергораспределения в активной зоне РБМК, такие как ПРИЗМА, КРАТЕР, и др. Информация же об измеряемых расходах теплоносителя имеется для каждою топливного канала и может непосредственно использоваться для сравнения с расчетными значениями расходов. Для поканальных расчетов расходов воды в каналах с ТВС используется программа СОТТ СОге 7 i, являющаяся теплогидравлическим блоком программы . Кроме поканальных значений расхода теплоносителя программа СОТТ позволяет вычислять такие важные для безопасности параметры, как запас до критической мощности, максимальная температура топлива и замедлителя и др. Приемлемая точность результатов нейтроннотеплогидравлических расчетов подтверждена сравнениями с экспериментальными данными, полученными на Курской АЭС. Практическое использование программы оперативной диагностики в условиях АЭС требует достаточно высокою быстродействия и возможно только при максимально ускоренном расчете теплогидравлических параметров с сохранением, однако, разумной точности расчетов на уровне неопределенностей, вносимых реально существующими технологическими и эксплуатационными погрешностями исходных данных. При описании параметров теплоносителя справедлива одномерная модель. Это означает, что в каждом поперечном сечении ТК параметры описываются своими средними значениями, зависящими от аксиальной координаты. В пользу такого допущения говорят незначительный 1.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.205, запросов: 244