Разработка и внедрение системных моделей развития атомной энергетики и методов расчетов ВТГР повышенной точности

• Автор: Цибульский, Виктор Филиппович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2006
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 203 с. : ил.

Содержание
ВВЕДЕНИЕ.
ГЛАВА 1. НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ РЕАКТОРОВ С ТОПЛИВНЫМИ КОМПОЗИЦИЯМИ НА ОСНОВЕ МИКРОТВЭЛОВ

1.1 Резонансное поглощение эффект двойной гетерогенности.

1.2 Спектр нейтронов в топливных композициях с микротвэлами

1.2.1 Спектр нейтронов замедления

1.2.2 Термализация нейтронов.

1.3 Перенос нейтронов в пористых средах

1.3.1 Коэффициент диффузии в пористой среде

1.3.2 Гэмогенизация для транспортных уравнений.

1.3.1.1. Алгоритм формирования случайной шаровой засыпки...

1.4 Эффективность органов регулирования
1.5 Эффект воды
ГЛАВА 2. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ФИЗИКИ ВТГР.
2.1 Модели комплексного расчета ВТГР.
2.1.1 Нейтроннофизический расчет элементарной ячейки
2.1.1.1 Инженерные ячеечные программы расчета ВТГР .
2.1.2 Методики и программы полномасштабного расчета реактора.
2.1.3 Программный комплекс ГОТ АР
2.1.4 Расчет областей со сложной геометрией. Программа КРИСТАЛЛ
2.1.5 РБпметод расчета поля нейтронов в реакторе
2.2 Детерминированные модели и программы прецизионного класса
2.2.1 Ячеечные расчеты. Программа ШКСе
2.2.1. Библиотека ядерных данных
2.2.1.2 Сечения замедления в области разрешенных резонансов.
2.2.1.3 Расчет резонансного поглощения в ячейках с микротвэлами.
2.2.2 Расчет выгорания
2.2.3 Расчет переноса нейронов в реакторе методом характеристик. Программа .
2.2.3.1 Описание метода характеристик .
2.2.3.2 Случайный выбор направления характеристик
2.2.3.3 Итерационная схема .
2.2.3.4 Анизотропия рассеяния .
2.2.3.5 Решение сопряженной задачи
ГЛАВА 3. ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ ВТГР
3.1 Урановый топливный цикл открытый топливный цикл.
3.1.1 Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
3.1.1.1 Зависимость размножающих свойств и выгорания топлива от загрузки
3.1.1.2 Зависимость размножающих свойств и выгорания топлива от обогащения
3.1.1.3 Зависимость размножающих свойств и выгорания топлива от размера микротвэла
3.1.2 Расход природного урана в ВТГР для открытого топливного цикла.
3.2 ТОРИЕВЫЙ топливный цикл для высокотемпературных реакторов.
3.2.1 Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы с шаровыми твэлами.
3.2.1.1 Зависимость размножающих свойств свежего топлива от загрузки
3.2.1.2 Зависимость размножающих свойств свежего топлива от обогащения
3.2.1.3 Зависимость размножающих свойств свежего топлива от размера микротвэла
3.2.1.4 Изменение размножающих свойств в процессе выгорания.
3.2.2 ВТГР с призматическими топливными кассетами.
3.2.3 Основные результаты для ВТГР с ториевым топливным циклом
3.3 Плутонийториевый топливный цикл для высокотемпературных реакторов
ГЛАВА 4. МАТЕМАТИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ ДЛЯ СИСТЕМНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ПЕРСПЕКТИВ РАЗВИТИЯ АЭ.
4.1 .Математические модели развития атомной энергетики.
4.2 Высокотемпературные реакторы для атомной энергетики России
4.3 Высокотемпературные реакторы в ториевом топливном цикле.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ.
ПРИЛОЖЕНИЕ I. РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИОННЫХ РАСЧЕТОВ ДЛЯ МЕТОДА ХАРАКТЕРИСТИК.
ПРИЛОЖЕНИЕ 2. РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИОННЫХ РАСЧЕТОВ ЯЧЕЕК РЕАКТОРОВ РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ
ЛИТЕРАТУРА


Наиболее наглядные примеры этому - исследования аварийных процессов на АЭС или любые прогностические исследования. Эти рассуждения по поводу проблемности в обосновании достоверности, математического моделирования высказаны здесь только в виде констатации реального положения. В рамках данной работы, очевидно, нет надобности подробно обсуждать этот вопрос, в большей мере, относящийся к области философии, но обратить на него внимание интересно. В этой работе изучаются вопросы физики реакторов с топливными композициями на основе микротвэлов, и соответствующая часть работы выполнена в рамках «классической» методологии, когда все расчетные результаты верифицируются на экспериментальных данных и подтверждаются ясным пониманием физики процессов. Преимущественно, в диссертации анализируются специфические нейтронно-физические процессы, присущие высокотемпературным реакторам. Методическая часть работы посвящена обсуждению разработанных автором методик, математических моделей и программ для расчета нейтроннофизических характеристик реакторов с топливными композициями на основе микротвэлов. Просто, в реакторах с микротопливом отдельные физические процессы проявляются в большей мере, в сравнении с реакторами других типов, другие менее значительны, и предмет анализа физики этих реакторов состоит в расстановке приоритетов и оценке необходимой точности математических моделей. ВТГР, опубликованные в сборниках ВАНТ [] в период -гг. В этой работе внимание сконцентрировано на обсуждении деталей, частных вопросах, но весьма важных для точного расчетного анализа. Несмотря на то, что непосредственно физическое содержание различных проблем понятно, главная задача, в настоящее время, сосредоточена на получении численной оценки эффектов с высокой степенью точности, а эта задача, в ряде случаев, все еще представляет сложную проблему. Важным вопросом является и методология исследований. Расчетнотеоретические исследования физики реакторов проводятся с помощью вычислительных программ, в которых реализованы разные приближенные методы расчета. До настоящего времени, даже использование самых современных суперЭВМ не позволяет отказаться от приближенных расчетов, заменив их прямым моделированием, т. Монте-Карло. Взрывной» рост вычислительных мощностей в течение последних - лет существенно расширил расчетные возможности детерминированных программ. Это позволило качественно повысить точность моделирования физических процессов, вплотную приблизившись по точности к расчетам, которые принято называть прецизионными. Математическое моделирование различных физических процессов, и не только в области реакторных исследований, превратилось в самостоятельную научную область. В то же время, следует заметить, и об этом свидетельствует практика, что создание и разработка достоверных, тщательно верифицированных методик и программ требует значительного времени, и сроки создания реакторных программ зачастую составляют десятки лет. Собственно, столь длительный срок связан не непосредственно с написанием программ, а с проблемами их верификации и внедрения в расчетную практику, завоевания доверия у пользователей. Данная работа охватывает интервал времени более лет. В работе представлен ретроспективный анализ методических работ и программ, созданных автором. Обсуждаемые в работе методики и программы создавались в разное время и ориентировались на имеющуюся в то время вычислительную технику. По этой причине, в данной работе представлен в обзорном виде ряд инженерных программ и методик, разработанных автором ранее. Более подробно рассматриваются современные методики и пакеты про! Эти последние разработки имеют уже универсальный характер, в полной мере соответствуют мировым тенденциям, ориентированны на современную и перспективную вычислительную технику. Представленные в работе методики и программы относятся к классу, так называемых, детерминированных методик. Небольшие приближения в математическом описании реальных физических процессов, использование современных библиотек ядерных данных позволяют рассматривать их как универсальные программы, пригодные для расчета реакторов разного типа.