Моделирование нестационарных нейтронно-физических процессов в реакторах ВВЭР с потвэльной детализацией

• Автор: Гордиенко, Павел Владимирович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2014
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 100 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 ОПИСАНИЕ РАСЧЕТНОЙ МЕТОДИКИ

ВОССТАНОВЛЕНИЯ ПОТВЭЛЬНОГО

ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ

1.1 Описание нодального расчета БИПР-

1.2 Восстановление асимптотической моды

1.3 Восстановление переходной моды

1.4 Подготовка потвэльной библиотеки

1.5 Аппроксимация потвэльных констант

1.6 Получение потвэльного поля энерговыделений

1.6 Реализация модуля восстановления в коде программы БИПР-
ГЛАВА 2 ПРОВЕРОЧНЫЕ РАСЧЕТЫ МОДУЛЯ
ВОССТАНОВЛЕНИЯ
2.1 Проверочный расчет одной топливной кассеты
2.2 Проверочный расчет активной зоны
2.3 Повышение точности модуля восстановления с помощью учета потвэльных выгораний
2.4 Анализ полученых результатов
ГЛАВА 3 РЕЗУЛЬТАТЫ ПОТВЭЛЬНОГО НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКОГО РАСЧЕТА ПЕРЕХОДНОГО
АВАРИЙНОГО ПРОЦЕССА
3.1 Описание моделируемого переходного процесса
3.2 Исходное состояние РУ на мощности перед началом переходного процесса
3.3 Результаты моделирования переходного процесса на мощности РУ

3.4 Исходное состояние РУ на МКУ мощности перед
началом проектной аварии
3.5 Результаты моделирования переходного процесса на
МКУ мощности
ГЛАВА 4 РЕЗУЛЬТАТЫ ПРИМЕНЕНИЯ МОДУЛЯ
ВОССТАНОВЛЕНИЯ ПРИ ОПИСАНИИ
ПАРАМЕТРОВ СОСТОЯНИЯ ТОПЛИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ В АВАРИЙ1ТЫХ ПРОЦЕССАХ
4.1 Модели описания твэла, с которыми сравнивался расчет
с помощью модуля восстановления
4.2 Описание моделируемого переходного процесса
4.3 Результаты моделирования переходного процесса
4.4 Расчет переходного процесса с варьированием основных
нейтронно-физических параметров РУ
4.5 Обобщение полученных результатов для рассмотренных
моделей описания твэла
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА

ВВЕДЕНИЕ
АЭС с реакторами ВВЭР получили широкое распространение и эксплуатируются как в России, так и за рубежом. На сегодняшний момент
существуют проекты строительства новых блоков реакторов ВВЭР во многих
странах. Для поддержания высокого уровня конкурентоспособности происходит совершенствование уже эксплуатирующихся реакторов. Увеличивается эффективность и длительность топливных циклов, повышается мощность Реакторной установки (РУ).
Проекты по строительству новых блоков АЭС с ВВЭР, а также проекты по повышению эффективности уже построенных реакторов требуют проведения технического обоснования безопасности (ТОБ). В рамках ТОБ оцениваются последствия реактивностных аварий, возможных в реакторах ВВЭР. К реактивностным авариям относятся, например, следующие исходные события:
- Неуправляемое извлечение группы Органов регулирования Системы управления и защиты (ОР СУЗ) из реактора [1];
- Выброс стержня ОР СУЗ из реактора;
- Рассогласование стержней ОР СУЗ.
Безопасность реакторной установки в анализах безопасности оценивается путем сравнения параметров состояния топливных элементов, полученных при моделировании реактивностных аварий, с требованиями приемочных критериев. К приемочным критериям, в частности, относятся ограничения на предельно допустимые значения температуры топлива, оболочки твэлов, усредненной по сечению топливной таблетки энтальпии топлива и запаса до кризиса теплоотдачи.
Для моделирования реактивностных аварий в рамках ТОБ проектов реакторов ВВЭР и топливных циклов ВВЭР в НИЦ «Курчатовский институт» широко применяется физико-теплогидравлический программный комплекс АТНЬЕТ/ВТРК-УУЕЯ [2].

Рисунок 1.4 — Схема интеграции подпрограммы РМІСЯО в код программы БИПР-