Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах

• Автор: Шиленко, Борис Львович
• Шифр специальности: 05.13.18
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2003
• Место защиты: Обнинск
• Количество страниц: 184 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ.

ГЛ. А 1. ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ МЕТОДОЛОГИИ АНАЛИЗА ИНЦИДЕНТА НИПС

1.1. Краткое описание аварий типа и инцидента НИПС как предвестника аварии

1.2. Описание основных физических процессов, сопровождающих инцидент

1.3. Критерии обоснования безопасности в инциденте

1.4. Разложение анализа инцидента по предметным областям

1.5. Вероятностный подход к обоснованию безопасности в условиях неопределенностей моделирования

1.6. Выводы к главе 1.

ГЛАВА 2. ПОДХОДЫ К АНАЛИЗУ ИНЦИДЕНТА НИПС.

2.1. Роль нейтроннофизического анализа инцидента НИПС

2.2. Представление нестационарного распределения энерговыделения при движении поглощающего стержня.
2.3. Сравнение методов расчета линейных нагрузок в начале и в конце инцидента.
2.4. Основные функции нейтроннофизического анализа в обосновании проектного инцидента НИПС.
2.5. Взаимосвязь нейтроннофизического и динамического анализов инцидента.
2.6. Выводы к главе 2.
ГЛАВА 3. ПРОГРАММНАЯ ТЕХНОЛОГИЯ АНАЛИЗА ИНЦИДЕНТА НИПС В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ.
3.1. Подходы к реализации современной технологии решения задач на ЭВМ, принятые в системе I
3.2. Системный подход к замыканию нейтроннофизического моделирования инцидента и анализа расчетных функционалов.
3.3. Определение возможностей целевой системы анализа.
3.4. Функциональная структура ПСА верхнего уровня.
3.5. Технология анализа инцидента НИПС, реализованная в системе I.
3.6. Выводы к главе 3.
ГЛАВА 4. РЕАЛИЗАЦИЯ ПОДСИСТЕМЫ ПОДГОТОВКИ СЦЕНАРНЫХ
МОДЕЛЕЙ.
4.1. Краткий обзор систем подготовки нейтроннофизических расчетных моделей.
4.2. Требования к подсистеме подготовки сценарных моделей 8М0В.
4.3. Процесс формирования сценарной модели
4.4. Фазы работы пользователя в подсистеме
4.5. Компоненты и программное обеспечение подсистемы
4.6. Перестраиваемая база сценарных моделей для быстрых реакторов.
4.7. Принципы физической организации базы РИМОВ.
4.8. Генератор баз типовых картограмм расчетных моделей вЕКМАР
4.9. Выводы к главе 4.
ГЛАВА 5. РЕАЛИЗАЦИЯ ПОДСИСТЕМЫ ИСПОЛНЕНИЯ ВЫЧИСЛИТЕЛЬНЫХ СЦЕНАРИЕВ.
5.1. Логика функционирования подсистемы СЯ.
5.2. Функциональное обеспечение подсистемы С.
5.3. Распределение внешней памяти в подсистеме.
5.4. Выводы к главе
ГЛАВА 6. РЕАЛИЗАЦИЯ ПОДСИСТЕМЫ АНАЛИЗА ФУНКЦИОНАЛОВ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ
6.1. Требования к подсистеме анализа функционалов потока нейтронов.
6.2. Роль и функции подсистемы 8АЖ в технологии анализа инцидента НИПС .
6.3. Фазы работы пользователя в подсистеме анализа 8А1ЧГ
6.4. Компоненты и программное обеспечение подсистемы.
6.5. Выводы к главе
ГЛАВА 7. ПРИМЕНЕНИЕ ПРОГРАММНОЙ СИСТЕМЫ Ов ЮЮ К АНАЛИЗУ ИНЦИДЕНТА НИПС В РЕАКТОРАХ ТИПА БН.
7.1. Краткий обзор применения системы 1СЯУ и аспекты верификации проблемных
программ.
7.2. Применение системы 1СБЛУ в проектных исследованиях БН0 гибридная
активная зона
7.3. Выводы к главе
ЗАКЛЮЧЕНИЕ.
ЛИТЕРАТУРА


Вторая проблема связана с тем, что анализ инцидента НИПС должен выполняться с учетом неопределенностей проектных данных. Помимо оценки неопределенностей самих предельных значений линейной нагрузки по отношению к разным пределам безопасной эксплуатации и неопределенностей моделирования параметров реактора в конце инцидента НИПС, должны быть выработаны и обоснованы вероятностныестатистические критерии удовлетворения исходным требованиям безопасности. Действительно, в условиях неопределенности исключить то или иное событие можно лишь с некоторой вероятностью. Так, например, во французской методологии 3 безопасность в инциденте НИПС обосновывается при достижении значением вероятности избежать начала плавления топлива величины . Заметим, что . Франции для этой проектной аварии. Одной из важнейших особенностей переходного процесса НИПС является сильное локальное влияние извлекаемого ПС на изменение формы поля энерговыделения в ТВС, расположенных рядом с ним. Это изменение может даже превышать изменение мощности ТВС за счет динамического роста мощности реактора. Извлечение ПС деформирует также поле энерговыделения в целом по реактору так, что формируется глобальный перекос в распределении мощностей ТВС в сравнении с распределением в начале инцидента и, соответственно, перекос в распределении максимального энерговыделения. Локальные и глобальные изменения формы поля энерговыделения во временном интервале развития инцидента могут быть рассчитаны независимо от развития остальных процессов в реакторе. Это утверждение исключительно важно, т. Оно вытекает из следующего. Возмущение, вносимое непосредственно перемещением ПС и изменяющее конфигурацию активной зоны, известно априори вплоть до конца инцидента, т. ПС постоянна. ПС. Возмущения нейтроннофизических параметров за счет перестройки геометрии топливного сердечника в твэлах могли бы повлиять через эффекты гетерогенной структуры ТВС, но они отсутствуют в реакторах типа БН. Таким образом, модели для анализа эволюции формы поля энерговыделения могут быть построены априори, и соответствующий анализ может быть проведен в первую очередь до анализа в остальных областях. Анализ инцидента НИПС требует знания кривой роста мощности реактора при извлечении ПС с учетом обратных связей. Получение этой информации является одним из предметов динамических расчетов, требуемая детальность которых зависит от целевых функций. В настоящее время разработаны коды анализа безопасности, например, ,, в которых предпринимается попытка очень детально описать нестационарные процессы в топливе и в оболочке твэлов. Детальные распределения температуры и напряженного состояния топлива и оболочки позволяют отслеживать процесс приближения параметров к их предельным значениям температура плавления топлива, предел упругости, предел текучести и т. Однако, эта информация далее речь идет о температуре непосредственно не используется для расчета реактивности обратных связей в топливе. Используются лишь средние значения температуры и ее изменений, средние значения, относящиеся к каналу, в который обычно объединяются до нескольких тысяч твэлов. Выделение в канал нескольких твэлов, а тем более одного твэла, оправдано в том случае, если твэлы предварительно отобраны экспертами как имеющие параметры наиболее близкие к предельно допустимым в инциденте НИПС. Для описания же изменений средней температуры топлива в канале реактора с целью расчета кривой изменения мощности в инциденте НИПС в динамических кодах могут быть использованы более простые модели, основанные на балансе энергии, чем механистические модели поведения топлива. Поэтому детальный анализ поведения топлива и твэлов в ТВС, которые окажутся кандидатами в качестве определяющих безопасность в инциденте НИПС, может быть проведен после расчета динамического экскурса мощности реактора. Результаты анализа формоизменения нейтронного поля позволяют определить наиболее нагруженный твэл в каждый момент времени инцидента. Использование кривой роста мощности реактора во времени дает для этого твэла абсолютное значение максимальной линейной нагрузки в каждый момент времени.