Влияние пространственных неоднородностей на развитие нестационарных процессов в ядерных реакторах на тепловых нейтронах

• Автор: Гольцев, Александр Олегович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2009
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 235 с. : ил.

Содержание
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. РАСЧТНЫЕ МОДЕЛИ И МЕТОДЫ ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКИХ ЭФФЕКТОВ В НЕСТАЦИОНАРНЫХ ПРОЦЕССАХ.

1.1. Комплекс гро тамм

1.2. Комплекс программ

1.3. Программа СТАРТ4.

ГЛАВА 2. НЕСТАЦИОНАРНЫЕ ПРОЦЕССЫ В ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ

ГАЗООХЛАЖДАЕМЫХ РЕАКТОРАХ.

2.1 Работа реактора на постоянной мощности

2.2 Регулирование мощности реактора посредством изменения расхода теплоносителя

2.3 Быстрые ннстационар ье аварийтые процессы в ВП р

2.3.1 Саморегулирование реактора при попадании в активную зону пароводяной смеси
2.3.2 Сам оглушен и с реактора при аварии, вызванной самопроизвольным извлечением стержней СУЗ.
2.3.3 Влияние конструктивных параметров микротвэлов МТ па характеристики
реактора в нестационарныхрежимах.
ГЛАВА 3 . ОСОБЕННОСТИ РАСЧЕТА ТЕМПЕРАТУРНЫХ ЭФФЕКТОВ В КОМПЛЕКСНЫХ
РЕАКТОРНЫХ ПРОГРАММАХ.
3.1 Методика расчетных исследований.
3.2 Обсуждение результатов расчетов.
3.3 ВЛИЯНИЕ профиля температуры в цилиндрическом ТВЭЛЕ ПА к трехзонной ЯЧЕЙКИ
3.4 ВЛИЯНИЕ ПРОФИЛЯ ТЕМПЕРАТУРЫ В ЦИЛИНДРИЧЕСКОМ ТВЭЛЕ НА ВЕЛИЧИНУ КОЭФФИЦИЕНТА
ДОППЛЕРА.
3.5 СРАВНЕН Н РАЗЛИЧ1 ЫХ СПОСОБОВ 1РЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОЙ СРЕД ЕЙ ТЕМ 1ЕРАТУРЫ ТОП Л 1ВА.
3.6 ТВЭЛ РЕАКТОРА РБМК.
3.7 ЗНАЧЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОЙ ТЕМПЕРАТУРЫ ТОПЛИВА ПРИ РАСЧЕТЕ АВАРИЙНЫХ ПРО И 1
3.7.1 Модель нейтроннофизической ячейки активной зоны.
3.7.2 Предваречьные замечания
3.7.3 Цена систематической ошибки
3.7.4 Еще один наглядный пример
3.7.5 Использование альтернативной методики расчета Т9фф.
ГЛАВА 4 ВЛИЯНИЕ ГЕТЕРОГЕННОСТИ ПАРОВОДЯНОЙ СМЕСИ НА РАЗМНОЖАЮЩИЕ
СВОЙСТВА ЯЧЕЕК ВОДОВОДЯНЫХ РЕАКТОРОВ
4.1 МЕТОДИКА РАСЧЕТНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ
4.2 Обсуждение результатов расчетов
4.3 ВЛИЯНИЕ ГЕТЕРОГЕННОСТИ ПАРОВОДЯНОЙ СМЕСИ НА ХАРАКТЕРИСТИКИ КИПЯЩЕГО РГАКТОРА В
НЕСТАЦИОНАРНОМ ПРОЦЕССЕ.

ГЛАВА 5 О ВОЗМОЖНЫХ ПОГРЕШНОСТЯХ ПОКАЗАНИЙ ГАФНИЕВЫХ ДАТЧИКОВ КОНТРОЛЯ
ПОЛЯ ЭНЕР1 О РАСПРЕ ДЕ Л Г НИ Я В РЕАКТОРАХ РБМК.
5.1 Постановка задачи и расчетные модели
5.2 Корреляция энерговышлнния в твс и тока датчика расположенного в этой же твс
5.3 Влияние обогащения топлива и присутствия эрбия на показания гафниевых датчиков .
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
РИЛОЖЕНИЕ I. МАТЕМАТИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ РАСЧЕТНЫХ БЛОКОВ ПРОГРАММЫ
1.1. БЛОК 1ШЙТРОННОФИЗИЧЕСКОГО РАСЧЕТА
Г.2. БЛОКИ подготовки и РАСЧЕТА константI
Г.3. Блок расчета энпрговыделений
П1.4. Блок РАСЧТА выгорания ТОПЛИВА.
П1.5. Блок ТЕПЛОФИЗИЧЕСКОГО РАСЧЕТА
Теплофизическая ячейка
Уравнения переноса тема в теплофизической ячейке.
Расчт подогрева теплоносителя
Библиотеки тепинфизических констант
1.6. БЛОК РАСЧЕТА РАДИОАКТИВНОСТИ 1ГО КОНТУРА.
ПРИЛОЖЕНИЕ 2. ТЕСТИРОВАНИЕ ПРОГРАММЫ СТАРТ4
ПРИЛОЖЕНИЕ 3. МЕТОДИКА РЕШЕНИЯ ЗАДАЧИ ТЕЛОГ1РОВОДНОСТИ С УЧТОМ
ИЗЛУЧЕНИЯ В ф ГЕОМЕТРИИ
ЛИТЕРАТУРА


Модуль регистрации позволяет рассчитывать широкий набор функционалов потока нейтронов: эффективный коэффициент размножения, эффективную долю запаздывающих нейтронов, скорости реакций для произвольных энергетических интервалов, малогрупповые константы ячеек и кассет, в том числе коэффициент диффузии, и другие. Вклады в оценки функционалов вычисляются модулем регистрации на всех траекториях частиц по точкам столкновений или по длине пробега. Статистическая погрешность оценок функционалов вычисляется в предположении, что вклады в оценки отдельных серий статистически независимы. Для верификации программы МСІІ применялись данные сборника критических экспериментов ІСБВЕР []; данные, полученные на критических стендах АСТРА, РБМК, НАРЦИСС, П и других “Курчатовского института” (многие из этих экспериментов приняты в []); описания, подготовленные группой ОЕСИ/ЛЕА, и т. В подавляющем большинстве случаев расхождение между результатами расчетов и экспериментов находится в пределах экспериментальных погрешностей (см. По результатам их анализа определена следующая экспертная оценка точности, обеспечиваемой программой МСи для различных размножающих нейтроны систем []. К , 0,6. Для холодных уран-графитовых и уран-тяжеловодных систем Ж = 0,4. Для холодных систем с высокообогащенным урановым топливом, гидридом циркония в качестве замедлителя и окисыо бериллия в качестве отражателя, Жфф= 0,6. Ж ^ = 0,5. Методическая погрешность значений потоков нейтронов, проинтегрированных по выделенным в системе объемам, составляет 3 %. Комплекс программ UNK [,] предназначен для нейтронно-физических расчетов реактора и расчёта переноса у-квантов. Он включает в себя три основные программы, которые выполняют различные этапы расчета. Программные комплексы, скомпилированные на основе программ пакета UNK, позволяют рассчитывать как стационарные состояния реактора, так и режимы связанные с выгоранием топлива. Основными программами пакета UNK являются программы UNKCELL, UNKBURN и UNKGRO. Библиотека ядерных данных программы UNKCELL сгенерирована из файлов оцененных ядерных данных ENDF/B-VI содержит данные для 7 изотопов, включая продукты деления. Для некоторых изотопов имеются дополнительные варианты библиотек ядерных данных полученных из файлов JEF-2. JENUL. Основная библиотека программы содержит групповые сечения ( группы в области замедления от . МэВ до 2. В и тепловых групп). Важной особенностью программы LINK является детальный расчет спектра нейтронов в резонансной области энергий (2. Кэв). В этом энергетическом диапазоне используется мелкая неравномерная энергетическая сетка (порядка групп), сгущающаяся вблизи резонансов разных изотопов и более широкая в промежутках между ними. Эта особенность программы позволяет проводить прямой расчёт пространственно-энергетического распределения нейтронов без каких-либо приближений и упрощений. Именно это обстоятельство обусловило выбор данной программы для расчётного исследования влияния неоднородности температуры в таблетке твэла на размножающие свойства ячейки водо-водяного реактора (см. Расчет сечений для микрогрупп проводится непосредственно в программе, они не хранятся в библиотеке ядерных данных изотопов1. Для изотопов, которые определены в расчете как резонансные, сечения замедления вычисляются в приближении индикатриссы рассеяния на покоящихся ядрах среды []. Аи^ — интервал летаргии к-ой микрогруппы, а=(А-1)/(А+1). О Ь+і*ек-<*2» ь = ІМ(Єк/емМ*к-«к«)/*к . Ь = (е)~е1,,)1 ем-а2 ¦ 1. Ь = (е,-ем-а2)/ еи,- аг /. В приведенных формулах группу (е,-сл4-і) можно рассматривать и как основную группу и, таким образом, данные формулы позволяют рассчитать все варианты рассеяния нейтронов из микрогруппы в основные энергетические группы. Эти сечения используются для расчета источника замедления нейтронов из группы к во все нижележащие (по энергетической шкале) группы. Для расчета замедления в микрогруппах необходимо считать замедление не только на тяжелых ядрах (приведенные выше формулы), но и для остальных замедлителей присутствующих в составе топливной композиции (например, О-, С- и др. Индивидуально рассматривается только замедление на водороде [], а замедление на всех остальных изотопах можно рассчитывать как на одной объединенной группе изотопов.