Расширение возможностей программы MCU для расчётов проектируемых ядерно-энергетических установок

• Автор: Чукбар, Борис Константинович
• Шифр специальности: 05.13.18
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2014
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 108 с. : ил.

Оглавление

Список сокращений и условных обозначений

Введение

Глава 1 Моделирование реакторов ВТГР (микротопливо)

1.1 ТВЭЛ с микротопливом

1.2 Регулярные решётки

1.3 Метод CORN и гомогенизация покрытия зёрен

1.4 Изучение моделей микротоплива на примере параметров стенда АСТРА

Рассматриваемые модели

Реализация

1.5 Результаты расчётов

1.6 Анализ пределов применимости CORN
Анализ результатов расчёта
1.7 Анализ приближений модели CORN
Глава 2 Моделирование случайных засыпок шаровых ТВЭЛов
2.1 Концепция ВТГР с шаровыми ТВЭЛами
2.2 Стенд АСТРА
2.3 Стенд PROTEUS
2.4 Моделирование загрузки шаров с учётом средней плотности упаковки
2.5 Расчёты по варьированию загрузки активной зоны
2.6 Анализ результатов расчётов
Глава 3 Реализация многоуровневой иерархии сетей в геометрическом модуле пакета программ MCU
3.1 Роль иерархии сетей в описании ЯЭУ с микротопливом
3.2 Проблемы хранения цепочек локальных координат для иерархии сетей
3.3 Проблема атрибутов зон
3.4 Применение многоуровневой иерархии к модификации алгоритма CORN...77 Глава 4 Расчеты с источниками D+T нейтронов (термоядерные источники нейтронов)
4.1 Модификация физического модуля MCU для возможности регистрации скоростей ряда пороговых реакций
4.2 Расчеты различных конфигураций бланкета ТИН. Выбор оптимальной толщины экрана бланкета
Анализ результатов расчётов
Заключение
Литература

Список сокращений и условных обозначений
ENDF/B
GT-MHR/ГТ-МГР

PROTEUS
HTR-PROTEUS
АСТРА
Зерно

Бланкет
Evaluated Nuclear Data File version В Gas Turbine-Modular Helium Reactor, Модульный гелиевый реактор с газовой турбиной.
High Temperature Reactor Monte Carlo N-Particle Code System
Monte Carlo Universal Code System Критический стендовый исследовательнский реактор,
располагавшийся в Швейцарии
Критический стендовый исследовательский реактор, расположенный в России, НИЦ “Курчатовский Институт”
Шар из делящегося материала диаметром доли миллиметра Зерно с одним или более слоями покрытия Термоядерный Источник Нейтронов, разрабатываемый в России, НИЦ “Курчатовский Институт”
Специальная рабочая зона, расположенная вокруг активной зоны установки.
Используется, например, для наработки U233 из Th

Введение
Развитие энергетики требует разработки новых типов ядерно-энергетических установок (ЯЭУ), по многим параметрам существенно отличающихся от эксплуатируемых в настоящее время. Поэтому в различных организациях ведутся работы по проектированию перспективных вариантов подобных устройств. Для анализа безопасности проектируемых аппаратов, для оптимизации их параметров необходима совокупность экспериментальных, теоретических и расчетных исследований. При этом расчетные исследования, как наиболее дешевые, начинают играть большую роль уже на этапах эскизного проектирован. Важную роль среди них играют нейтронно-физические расчеты.
В числе перспективных ЯЭУ рассматриваются ядерные реакторы с так называемым микротопливом. В настоящее время микротогшиво является незаменимым компонентом высокотемпературных реакторов (ВТГР) [1] Уже давно был создан ряд критических сборок с микротопливом (АСТРА, ГРОГ, PROTEUS), ведутся разработки новых ЯЭУ, основанных на использовании микротоплива [2,4,5].
Основой микротоплива служит топливная частица, состоящая из зерна делящегося материала (в дальнейшем этот шарик будем называть керном), покрытого несколькими сферическими слоями оболочки. Геометрия и материалы невыгоревших топливных частиц совершенно одинаковы. Эти топливные частицы равномерно перемешаны с материалом так называемой матрицы. Для ВТГР материалом матрицы служит графит. Такая конфигурация создает очень большую поверхность делящегося вещества, что позволяет обеспечивать эффективный теплосъем и не допускать больших перепадов температуры внутри топлива. Кроме того, такая конструкция способна лучше удерживать газообразные продукты распада [6]. Для существующих и разрабатываемых в настоящее время реакторов и критических стендов, которые предназначены работать в тепловом спектре, существенным является то, что размер керна таков, чтобы осуществлять частичную блокировку резонансов на 238U, что позволяет называть такие системы системами с двойной гетерогенностью. Микротопливо может оказаться перспективным и для других типов ЯЭУ.
Еще одним важным направлением перспективных исследований является проектирование термоядерных источников нейтронов для наработки топлива или сжигания минорных актинидов из отработанного топлива ядерных реакторов. Частью этих разработок является создание бланкетов для утилизации термоядерных нейтронов, в первую очередь 14.1 Мэвных D+T нейтронов. Для этого необходимы, в том числе, и расчеты переноса этих нейтронов, а также вызванных ими вторичных нейтронов. Представляют
Дифференцирование по 5 дает, что выражение cos а — cos /? монтонно возрастает, т.е. угол а, став меньше Р, остается таким
Из рис.1.7.4, видно, что если s >г с2 - (1 - sin Л)2 — cos д), то полусфера с
центром в точке В лежит вне большой сферы.
Также очевидно, что при Vr2 + s2 + 2rs cos À < r(c — 1) то полусфера с центром в точке В лежит внутри большой сферы, и 5 (Л, s) = О
Таким образом, получаем окончательные расчетные формулы для S(T,s)
.S(A,s) = 0 при Vr2 + s2 + 2rscosA < r(c - 1)
S(Ä, s) = л sin a (sin ß)2 при ß .S(A,s) = sin a (sin/?)2 ^л - arccos (tana/tan/?)^) + arccos
- cosß V(cosa)2 - (cos/?)2 при ß>a, s < r(r — cos Я)
S()v,s)=3i при s > г (л/с2 - (1 — sin Я)2 — cos X'j
Далее следует оценить соотношение между исходной плотностью кернов N и поправленной плотностью ЛД. При этом требуется, чтобы результирующая плотность с учетом запрещенных областей совпадала с исходной.
Для случайного отрезка длины L проведенного в среде с микротопливом в среднем сумма длин пересечений с кернами будет равна LN4itr3/3 Средняя хорда керна есть г4/3. Так, что среднее число пересечений есть LNnr2. Суммарная длина пересечений матрицы есть L( 1 - N4nr3/3)
Поэтому средний пробег в прозрачной матрице был бы
•£/ц=(1- N4nr3ß)Knr2N), а эффективная плотность Nm = N/(l-(4iz/3)r N)
Естественно требовать, чтобы поправленная плотность Nt была бы выбрана так, чтобы средний пробег в прозрачной матрице был бы равен Ьм
Для фиксированных значений X среднее расстояние до следующего керна есть LM) = /0°°s(r2Nk)S(_X,s)exp(-r2Nk J*S{A,q)dq)ds = r2Nkse~r2NkT dr (1.4.2) где t(s) = j^S{Ä,q)dq не зависит от ,V и г
Если обозначить через ßX) плотность распределения угла X, а через F(X) соответствующую функцию распределения, то среднее расстояние от точки выхода до следующего керна будет равно
к/2 и,
LcF = J 2fWLc(A) dÄ= Lc 0 - Jo 2F(A)L'c(X) dX