Математическое моделирование выгорания ядерного топлива в реакторах с регулируемым спектром нейтронов

• Автор: Увакин, Максим Александрович
• Шифр специальности: 05.13.18
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2006
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 127 с. : ил.

ОГЛАВЛЕНИЕ
Введение.

Глава 1. Математическая модель выгорания

1.1 Общая постановка задачи.

1.2 Алгоритм расчета выгорания в элементарной ячейке

1.3 Постановка задачи для одномерного реактора

1.4 Кусочнопостоянное представление зависимости средних групповых констант от разбавления

1.5 Алгоритм расчета выгорания в реакторе.

Глава 2. Численный метод расчета реактора с регулируемым

спектром нейтронов

2.1 Общее описание расчетной схемы

2.2 Решение стационарного уравнения диффузии
2.3 Схема численного решения уравнений выгорания
2.4 Динамический метод расчета констант.
2.5 Оценка начального приближения концентрации замедлителя
на элементарном расчетном интервале.
Глава 3. Описание программного комплекса
3.1 Общие структурные принципы
3.2 Подключение ячеечной программы расчета констант.
3.3 Описание выполняемых модулей и формата файлов.
3.4 Организация объектноориентированной оболочки и представление результатов
Глава 4. Численные расчеты нейтроннофизических характеристик тяжеловодного реактора с регулируемым спектром нейтронов.
4.1 Описание геометрии реактора
4.2 Верификация программного комплекса и расчет однократной кампании топлива.
4.3 Дискретное изменение спектра нейтронов, выбор оптимального числа ступеней
4.4 Комбинирование спектрального регулирования с перегрузками ядерного топлива
Глава 5. Возможности применения методов расчета реакторов с регулируемым спектром нейтронов.
5.1 Расчетные задачи на расчет глубины выгорания
5.2 Анализ комбинированных способов поддержания критичности.
5.3 Расчетнотеоретические задачи, связанные с изменением спектра нейтронов в ядерных реакторах.
Заключение
Список использованной литературы


Но научный поиск в этом направлении весьма актуален в связи с неизбежностью исчерпания дешевых урановых ресурсов, расширением ядерной энергетики и новым требованиям к ядерным реакторам по части ядерного нераспространения и снижения операций с ядерным топливом. Традиционная схема многомерного расчета больших реакторов основывается на решении системы нелинейных уравнений, состоящей из многогруппового стационарного уравнения диффузии, описывающего пространственное распределение групповых потоков нейтронов, и системы уравнений выгорания, описывающих изменение изотопного состава реактора во времени [3]. Интегрирование системы уравнений выгорания на интервалах времени Дг, в пределах которых предполагается неизменность групповых микроконстант и групповых потоков нейтронов, позволяет производить расчет изменения концентраций изотопов в процессе выгорания. Keff для текущего состояния реактора. ТВС, группа ТВС), в пределах которых групповые макросечения предполагаются постоянными. С целью избежать прямого расчета выгорания заранее производится подготовка групповых констант при помощи их некоторой параметризации (функциональная аппроксимация) по определенному набору физических параметров - температура, глубина выгорания, концентрация ксенона и т. Такая модель хорошо применима в случае слабосвязанных параметров, когда изменение одного из них в процессе выгорания практически не влияет на изменение других. Главной особенностью расчета реакторных систем с регулируемым спектром нейтронов является изменение групповых констант, связанное со сдвигом спектра нейтронов, который вызывается изменением концентрации замедлителя (как в непрерывном, так и в дискретном случае). Таким образом, концентрация замедлителя и изменение изотопного состава реактора (следовательно, и глубина выгорания) оказываются жестко взаимосвязанными параметрами, на которые дополнительно налагается условие поддержания неизменной реактивности р * 0. Поэтому, во-первых, происходит значительное уменьшение области возможных значений этих параметров, что делает большую часть подготовительных ячеечных расчетов бессмысленными, во-вторых, численная схема расчета реактора путем последовательного решения стационарного уравнения диффузии не учитывает изменение жесткости между состояниями и может дать неадекватный результат []. Отсюда возникает необходимость разработки метода расчета, который учитывает постоянное обновление групповых констант при каждом очередном расчетном шаге по концентрации замедлителя. Было показано, что для случая тонкого блока, диаметром меньше длины пробега резонансного нейтрона в топливе слЛтоп, при малом изменении шага решетки, следовательно, и разбавления, можно выделить интервалы разбавлений, где изменение групповых констант пренебрежимо мало, что позволяет осуществить численный расчет таких гетерогенных систем. Этот факт связан с малой долей потенциального рассеяния резонансных нейтронов в тонком блоке, что позволяет пренебрегать изменением сечения данного типа взаимодействия. Однако ограничение по толщине топливного блока не позволяет сделать этот способ сколько-нибудь универсальным для расчета реакторных систем со сдвигами спектра нейтронов. В дальнейшем рассматривались методы, связанные с внесением поправок к групповым константам при возможных изменениях реактивности, включая вызванные изменением плотности замедлителя []. Методы расчета коэффициентов чувствительности к исходным константным данным позволяют получить поправки на изменение жесткости спектра в поставленной задаче на определение пространственного распределения поля нейтронов, что делает возможным получение погрешности расчетных результатов, вызванной сдвигом спектра []. Основное ограничение применимости подобного подхода к расчету реакторов с регулируемым спектром нейтронов состоит в том, что внесение поправок дает приемлемую точность лишь при малых однократных сдвигах спектра нейтронов, а для реактора с непрерывным изменением спектра подобный расчет приведет к циклическому накоплению погрешности. Следует отметить, что разработано большое количество численных методов для расчета коэффициентов чувствительности реакторных функционалов к ядерным данным [,].