Система моделирования и расчетного анализа нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах

• Автор: Моисеев, Андрей Владимирович
• Шифр специальности: 05.13.18
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2010
• Место защиты: Обнинск
• Количество страниц: 158 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
Глава 1. Система моделирования нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах МойЕхБув
1.1 Общая структура системы, базовые коды и базы данных
1.2 База данных системы МосІЕхБуБ
1.2.1 Выбор системы управления базой данных (СУБД)
1.2.2 Содержание БД и структура данных
1.3 Вычислительная подсистема комплекса МосШхБуз
1.3.1 Модуль трёхмерного нейтронно-физического расчёта в диффузионном приближении
1.3.2 Модуль трёхмерного прецизионного расчёта методом Монте-Карло
1.3.3 Модуль двумерных расчётов в диффузионном и транспортном приближениях
1.3.4 Система нейтронных данных БНАБ
1.4 Система интерфейсов и генерации расчётных моделей экспериментов различного класса
1.5 Система интерфейсов и организация отслеживания состава активной зоны в процессе эксплуатации (с учётом выгорания, перегрузки топлива и движения РО СУЗ)
1.6 Поисковые средства и графические интерфейсы
1.7 Интерфейсы обработки и анализа результатов нейтронно-физических расчётов
1.8 Модуль анализа результатов измерений и прогноза нейтронно-физических характеристик РУ
1.9 Выводы
Глава 2. Разработка системы тестовых и прецизионных моделей экспериментов, выполненных в реакторе БН
2.1 Генерация мультизонных прецизионных моделей реактора БН
2.2 Расчёт состояний активной зоны БН-600 и заполнение баз данных
системы МосЦЕхБуэ
2.3 Формирование базы данных нейтронно-физических экспериментов в реакторе БН-600 и системы бенчмарк-моделей для их интерпретации
2.4 Анализ методических и модельных погрешностей расчёта нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора БН
2.4.1 Анализ погрешностей расчёта распределения и линейных функционалов нейтронного поля в реакторе БН

2.4.2 Анализ погрешностей расчёта составляющих баланса реактивности реактора

2.5 Выводы
Глава 3. Анализ экспериментов по измерению распределения энерговыделения в реакторе БН
3.1 Методика измерений и её моделирование в ModExSys
3.2 Результаты расчётов и анализ полученных данных
3.3 Обобщение результатов анализа экспериментов и оценка точности расчётов распределения энерговыделения
3.4 Выводы
Глава 4. Анализ экспериментов по обоснованию баланса реактивности в
реакторе БН
4.1 Анализ критических состояний активной зоны реактора БН
4.2 Анализ измерений максимального запаса реактивности
4.3 Анализ результатов измерений уровня подкритичности реактора БН
4.4 Анализ эффектов реактивности
4.5 Анализ результатов измерений эффективности РО СУЗ
4.5.1 Краткое описание методики измерения
4.5.2 Расчётный анализ экспериментов
4.6 Обобщение результатов анализа экспериментальных данных по балансу реактивности БН-600 и уточнение проектных характеристик
4.7 Выводы
Глава 5. Расчётное сопровождение экспериментов но облучению экспериментальных сборок и образцов в реакторе БН
5.1 Анализ остаточного тепловыделения ТВС БН
5.2 Прецизионные расчёты параметров облучения сборок с МОХ-топливом в
реакторе БН
5.3 Испытания экспериментальных облучагельных устройств для наработки 60Со
5.4 Опытно-промышленное облучение сборок для получения 37Аг
5.5 Выводы
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

ВВЕДЕНИЕ
Реакторы на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом являются основой для развития ядерной энергетики в среднесрочной и тем более долгосрочной перспективе. В отличие от реакторов на тепловых нейтронах проекты перспективных быстрых реакторов продолжают оставаться темой дискуссии и широких научно-исследовательских работ во всём мире. Ожидается, что до 2015 года эти работы должны дать облик перспективного быстрого реактора, гак называемого 4-го поколения, реализация проекта которого и демонстрация во многих странах намечается на ~2020 год. Некоторые страны (Индия, Китай) строят ещё более амбиционные планы и форсируют развитие быстрого направления в ядерной энергетике.
Россия является безусловным мировым лидером в развитии быстрых реакторов. В России (бывшем СССР) была реализована уникальная серия экспериментальных и опытнопромышленных реакторов, включающая в себя установки БР-5/10 (г.Обнинск), БОР-бО (г.Димитровград), БН-350 (г.Актау, Казахстан) и энергетический реактор БН-600 Бслоярской АЭС (г.Заречный). В настоящий момент подобного опыта по эксплуатации быстрых реакторов нет ни в одной стране. Конкуренцию в некоторой мере может составлять только Франция, на протяжении многих лет эксплуатирующая реактор Phénix. Однако следует отметить, что аналога реактору БН-600 (реактор Phénix является некоторым аналогом реактора БН-350) во Франции нет. Более мощный реактор SuperPhenix фактически не работал на мощности и был закрыт через несколько лет после окончания строительства.
После периода стагнации атомной энергетики в России были реанимированы планы по развитию быстрых реакторов. В настоящее время идет строительство нового реактора БН-800, пуск которого намечен на 2012 год. До 2020 года в рамках федеральной программы по созданию ядерных энерготехнологий нового поколения предусматривается разработка и реализация трёх проектов быстрых реакторов: БИ-1200 с натриевым теплоносителем, БРЕСТ-0 Д-300 - со свинцовым теплоносителем и СВБР-75/100 — со свинцово-висмутовым. Эта амбициозная программа направлена на сохранение накопленного потенциала и лидерских позиций страны в быстром направлении.
Важную роль в этом должен сыграть учет накопленного опыта, уникальной экспериментальной информации в проектах быстрых реакторов нового (4-го) поколения. Однако состояние информации таково, что до настоящего времени возможность её использования для верификации современных методов и кодов расчёта, реакторных констант и учёта в последующих проектных проработках перспективных реакторных систем была абсолютно исключена.

1.4 Система интерфейсов и генерации расчётных моделей экспериментов различного класса
Формирование расчётных моделей в системе МобЕхБуз производится в несколько этапов, начиная с выборки всей необходимой информации из базы данных и заканчивая генерацией полностью готового текстового файла-задания на языке расчётного комплекса.
Этапы генерации расчетного задания для программы расчёта
Для генерации всех расчётных моделей был создан универсальный класс ТТаяк. В момент создания экземпляра объекта этого класса указывается иден тификатор загрузки реактора, состояния реактора, «шаблона объединения». На первом этапе работы алгоритма производится поиск и считывание из базы данных состояния реактора, выполняется анализ исходной информации. Выполняется инициализация и заполнение иерархии объектов: ТСаг1о-£гатт, ТРаскеI, Т2опе, Т1зо(оре. На втором этапе по правилам, определенным «шаблоном объединения», производится свёртка пакетов и аксиальных слоев. Тем самым осуществляется преобразование загрузки реактора в загрузку модели. После этого, в модели выставляются органы СУЗ на высоту, определенную состоянием реактора. Но здесь есть проблемный момент: требуется правильно «обрезать» стержень СУЗ по размеру модели и учесть, что часть физ.зон может оказаться вне модели. Причём эта ситуация с «выпадением» физ.зон из модели может представлять весьма серьезную проблему при расчётном отслеживании состава активной зоны и поглотителя в течение микрокампании. При переходе к новому состоянию требуется точно учитывать, какие аксиальные слои участвовали в выгорании, а какие в модель не попали.
Затем наступает один из самых сложных этапов при построении модели - наложение расчётной сетки на модель. Как известно, все границы физических зон обязательно должны лечь на линии сетки [10]. В системе был выбран такой подход, что, если граница какой-либо физ.зоны не попадает на сетку, она должна быть «подтянута» к ближайшей линии сетки с соответствующим пересчётом концентраций изотопов в соседних физ.зонах. Причем здесь возможно возникновение коллизий, которые алгоритму необходимо диагностировать: охлопывание физ.зоны или пересечение двух физ.зон. Надо сказать, что ситуации с «подтягиванием» границы физ.зоны до линии ссткн редки в практике использования системы МобЕхЗув. Хотя осознанное использование такой методики оказывается очень удобным, когда сдвижка границ физ.зон не приводит к значительному искажению нейтронной физики реактора (например, далеко от активной зоны в торцевых отражателях или аксиальных подпорах). Тем не менее, планирование границ физ.зон и линий сетки в формируемой модели возлагается на специалисга-пользователя, система помогает ему различными диагностиками и предупреждениями в случае возникновения ошибочной ситуации.