Развитие комплекса JARER и исследования нейтронно-физических характеристик инновационных быстрых реакторов с жидкометаллическими теплоносителями

• Автор: Васильев, Александр Владимирович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2003
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 150 с. : ил.

1.1. КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ АЯЕЯ.

1.2. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ПО РАСШИРЕНИЮ РАСЧЕТНЫХ

ч ВОЗМОЖНОСТЕЙ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ ЛАЯРЯ

1.2.1. Повышение эффективности решения уравнения диффузии в комплексе

. V программ МИРЯ

1.2.2. Расчетное моделирование инновационных быстрых реакторов.

1.2.3. Оценки неопределенностей нейтроннофизических характеристик реактора, связанных с конструкторскотехнологическими допусками
1.2.4. Развитие алгоритмов обобщенной теории возмущений для задач с внешним источником нейтронов.
1.3. МОДЕРНИЗАЦИЯ РАЗНОСТНОЙ СХЕМЫ РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЯ ДИФФУЗИИ И ФОРМУЛ ТЕОРИИ ВОЗМУЩЕНИЙ В КОМПЛЕКСЕ ПРОГРАММ ЛАЯБЯ

1.3.1. Нодальная схема решения уравнения диффузии нейтронов

1.3.2. Расчет функции, сопряженной решению многогруппового диффузионного уравнения

1.3.3. Формулы теории возмущений первого порядка при использовании нодальной схемы решения уравнения диффузии.
1.4. РАСЧЕТЫ НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА С УЧЕТОМ ОСОБЕННОСТЕЙ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА.
1.5. АЛГОРИТМЫ РАСЧЕТОВ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА, СВЯЗАННЫХ С КОНСТРУКТОРСКОТЕХНОЛОГИЧЕСКИМИ ДОПУСКАМИ И ИХ РЕАЛИЗАЦИЯ В КОМПЛЕКСЕ МЯРЯИБ
1.5.1. Алгоритмы теории возмущений.
1.5.2. Методика статистического анализа
I.5.3. Методика разработки требований к технологическим допускам твэлов
быстрого реактора
1.6. ФОРМУЛЫ ОБОБЩЕННОЙ ТЕОРИИ ВОЗМУЩЕНИЙ ДЛЯ РАСЧЕТА ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТЕЙ ЛИНЕЙНЫХ ФУНКЦИОНАЛОВ В ПОДКРИТИЧЕСКОМ РЕАКТОРЕ И ИХ РЕАЛИЗАЦИЯ В КОМПЛЕКСЕ МЯРЯИБ.
1.7. ТЕСТИРОВАНИЕ И ПРИМЕРЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ВЕРСИИ КОМПЛЕКСА МЯТЯНБ
1.8. ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ
ГЛАВА II. ЭКСПЕРТНЫЙ РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ ВАРИАНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ БН0 С НИТРИДНЫМ ТОПЛИВОМ
.1. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ
.2. ИСХОДНЫЕ ДАННЫЕ ПО ВАРИАНТАМ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ БН0 С НИТРИДНЫМ ТОПЛИВОМ
.3. ИСХОДНЫЕ ДАННЫЕ И ПРИНЯТЫЕ ПРЕДПОЛОЖЕНИЯ ПО ХАРАКТЕРИСТИКАМ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ.
.4. РАСЧЕТНЫЕ МОДЕЛИ.
II.4.1. Схемы постановки свежих тепловыделяющих сборок.
.4.2. Расчет концентраций изотопов топлива свежих ТВС
.5. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТНОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ
.5.1. Вариант с двумя зонами профилирования содержанием плутония.
Н.5.2. Вариант с аксиальной воспроизводящей прослойкой
.6. ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ II
ГЛАВА III. РАЗРАБОТКА КОНЦЕПЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
РЕАКТОРА РБЕЦМ
III. 1. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ПО РАЗРАБОТКЕ КОНЦЕПЦИИ АКТИВНОЙ
ЗОНЫ РЕАКТОРА РБЕЦМ.
Ш.2. ОСОБЕННОСТИ КОНЦЕПЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РБЕЦМ
1.2.1. Естественная циркуляция и газлифт в первом контуре
1.2.2. Смешанное уранплутониевое нитридное топливо
Ш.2.3. Профилирование энерговыделения в активной зоне
Ш.З. ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКТОРА РБЕЦМ.
1.4. СХЕМА РАСПОЛОЖЕНИЯ СБОРОК.
1.5. НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
РЕАКТОРА РБЕЦМ
1.5.1. Расчетная схема
1.5.2. Моделирование установившегося режима перегрузок
1.5.3. Плотность энерговыделения
, .5.4. Спектр нейтронов.
1.5.5. Характеристики выгорания и воспроизводства топлива.
1.5.6. Параметры нейтронной кинетики
1.5.7. Эффекты и коэффициенты реактивности
III.5.8. Чувствительность реактивности к объемному газосодержанию в
теплоносителе.
III.5.9. Баланс реактивности
1.6. ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ III
ГЛАВА IV. АНАЛИЗ КОНСТРУКТОРСКИХ И ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ОСОБЕННОСТЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА БРЕСТОДЗОО С ПРИСТАНЦИОННЫМ ЗАМКНУТЫМ ТОПЛИВНЫМ ЦИКЛОМ
IV. 1. ОСОБЕННОСТИ КОНЦЕПЦИИ БЫСТРОГО РЕАКТОРА БРЕСТОДЗОО С
СОБСТВЕННЫМ ЗАМКНУТЫМ ТОПЛИВНЫМ ЦИКЛОМ.
IV.2. МОДЕЛЬ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ПО ОПТИМИЗАЦИИ КОНСТРУКТОРСКОТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ
ТВЭЛОВ РЕАКТОРА БРЕСТОДЗОО.
У.З. РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА БРЕСТОДЗОО.
IV.З Вариантные расчеты установившихся режимов перегрузок.
У.3.2. Предложения по стратегии перехода реактора БРЕСТОДЗОО от
стартовой загрузки к установившемуся режиму перегрузок
У.З.З. Способы компенсации возможных неопределенностей реактивности
реактора БРЕСТОДЗОО
У.3.4. Устойчивость реактивности реактора БРЕСТОДЗОО к технологическим и эксплуатационным неопределенностям.
У.4. ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ IV.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ а
ЛИТЕРАТУРА


Искомые НФХ используются при обосновании работоспособности и безопасности реакторов 8,, а также являются необходимыми данными для дальнейшего обобщающего анализа по выбору характеристик и оптимизации быстрых реакторов для предполагаемой масштабной ядерной энергетики будущего и анализа перспектив ее развития. НФХ и разработка предложений по усовершенствованию реактора БРЕСТОДЗОО. ГАН для расчетов быстрых реакторов, внедренный в ряд Российских
научных и проектных организаций и обладающий широким спектром расчетных возможностей, но, тем не менее, не вполне достаточным для планировавшихся исследований. ТВ и др. Актуальность работы обусловлена тем, что работы по оптимизации структуры и компонент ЯЭ при условии ее долговременного и масштабного использования недавно возобновлены как в мире, так и в России, например, в рамках проектов ИНПРО, Генерация IV. Для выработки какихлибо рекомендаций или выводов по будущему ЯЭ необходим качественный и количественный анализ возможных направлений развития ЯЭ и соответствующих технологий. Отсутствие необходимости быстрого наращивания мощностей ядерных реакторов в настоящее время дает возможность проведения такого всестороннего анализа реакторных концепций с различными перспективными и инновационными видами топлива, теплоносителя, конструкционных материалов и пр. НИР. Оптимизационные исследования, проведенные для реактора РБЕЦМ, расчетные оценки основных НФХ реактора БН0 с нитридной зоной, расчетное обоснование проектных характеристик и изучение особенностей реактора БРЕСТОДЗОО, выполненные в диссертационной работе, являются в этом смысле весьма актуальными. Также актуальным являлось усовершенствование комплекса программ МИРЯ, направленное на повышение эффективности алгоритмов и расширение его расчетных возможностей. Комплекс программ . Российских научных и проектных организаций для расчетов действующих и перспективных реакторов, однако требования к качеству расчетов характеристик реакторов со времени разработки значительно повысились и модернизация комплекса, выполненная автором, являлась практически востребованной задачей, имеющей существенное значение для дальнейшего развития работ в РНЦ КИ по перспективным быстрым реакторам. Реализация поставленных в целях диссертационной работы задач по усовершенствованию и развитию расчетных алгоритмов комплекса программ ЗА1Ш1 была осуществлена автором в версии комплекса II , с помощью которой были проведены представленные в работе расчетные исследования перспективных жидкометаллических быстрых реакторов. НФХ модели быстрого реактора в ходе топливного цикла с учетом моделирования загрузоквыгрузок тепловыделяющих сборок ТВС расчеты пространственных распределений плотности потока нейтронов и ценности нейтронов и их функционалов, локальных полей энерговыделения, основных эффектов реактивности и пр. НФХ подкритического реактора с внешним источником нейтронов на основе модифицированных формул ОТВ. С помощью разработанной автором версии комплекса МИЕЯНБ получены расчетные оценки НФХ инновационных РБН БН0, РБЕЦМ, БРЕСТОДЗОО, с различными жндкомсталлическими теплоносителями Иа, РЬВ1, РЬ и смешанным иРиЫ топливом. Также проведены некоторые оценки НФХ РБН с относительно широкой решеткой твэлов при использовании гелиевого теплоносителя. Полученные результаты, выносимые на защиту, являются новыми в силу новизны рассмотренных реакторных концепций. НФХ зон быстрых реакторов с нитридным топливом в настоящее время продолжают изучаться как в России, так и в мире с учетом уточнений и усовершенствований расчетных моделей, нейтроннофизических констант и конструкций реакторов, видов топлива и теплоносителя. Практическая значимость работы в целом заключается в том, что результаты, полученные в ходе исследований автором и приведенные в данной диссертационной работе, могут быть полезны как при сравнительном анализе характеристик различных концепций инновационных быстрых реакторов, так и в анализе и оптимизации структуры ЯЭ будущего, в случае включения в нее реакторов тех типов, что рассмотрены в работе.