автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Численное моделирование тепловыделения в ТВЭЛЕ ЯЗУ специального назначения при ресурсных испытаниях в петлевых каналах исследовательских реакторов

Й"В ■ I П .3 ?

МОСКОВСКИЙ ОРДЕНА ТРУДОВОГО КРАСНОГО ЗНАМЕНИ №1ЖЕШРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ

ЧЕРНЫШЕВ Андрей Петрович

ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕЛЛОВЫДЕЛВЩ1Я В ТЕЭЛЕ ЯЗУ СПЕЦИАЛЬНОГО НАЗНАЧЕНИЯ ПРИ РЕСУРСНЫХ ИСПЫТАНИЯХ В ПЕТЛЕВЫХ КАНАЛАХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОЕ

05.14.03 - Ядерные энергетические установки

Автореферат диссертации на соискание ученой степени ' кандидата технических наук

На правах рукописи

МСКВА - 1992

Работа выполнена в Московском ордена Трудового Красного Знамени инженерно-физическом институте.

Научный руководитель-

профессор, доктор математических наук Шихов Сергей Борисович МИФИ

физико-

Официальные оппоненты-

профессор, доктор технических наук

Кузнецов Вячеслав Алексеевич

кандидат технических наук Горбунов Виктор Павлович

Ведущее предприятие-

НИКМЭТ-

Защита состоится

заседании специализированного совета МИФИ N0 . К-053-03-02 по адресу:

115409 Москва, Каширское шоссе, д. 31, Московский инженерно-физический институт, 324-84-93.

Автореферат разослан "_2_'_ 1992г.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

// 1992г в ^&ч&и.ООмт.

на

Ученый секретарь специализированного совета

Яльцев Е Н.

> '-¿-о •' ' '' -' ! ' """ И

Актуальность проблемы.

Потребность в компактных, обладающих высокой

энерговооруженностью, надежностью, большим ресурсом работы источниках электрической энергии неуклонно возрастает в различных областях хозяйственной деятельности человека. Термоэмиссионные ядерные реакторы - преобразователи тепловой энергии в электрическую успешно сочетают в себе перечисленные свойства, чем и определяется интерес к исследованиям в этой области как в нашей стране, так и аа рубежом.

В СССР, достигнуты успехи в разработке " термозмиссионных ядерных энергетических установок (ТЯЗУ), например серии "ТОПАЗ" электрической мощностью около 5 квт и ресурсом работы около 1 -1.5 года. Направление • дальнейших работ нацелено на создание специальных установок с повышенной. электрической мошиостыо и увеличенным ресурсом работы , для чего необходимо повышение физических параметров термозмиссионных преобразователей (ТЭП), совершенствование конструкции электрогенерируюадего канала ОГК) и технологии его изготовления, разработка новых конструкционных и топливных материалов..

В диссертации представлены результаты работ по созданию . методики и компьютерных программ нейтронно-физического расчета тепловой мощности ЗГК для обеспечения одного из важнейших этапов разработки ТЮУ - испытаний ЗГК • в петлевых каналах (ПК) исследовательских реакторов(ИР). Несмотря на значительное количество проведенных испытаний, существующий уровень их расчетного обеспечения недостаточен, и работы в данном направлении представляют большой практичесгай интерес.

Необходимый уровень тепловыделения и его распределение по ЗГК при петлевых испытаниях . может . достигаться использованием соответствующих конструктивных элементов канала (всевозможные экраны), подбором требуемого уровня мопшости реактора, выбором' обогащения, плотности ядерного топлива, положением органов регулирования реактора, собственной системой регулирования тепловой мощности ПК, изменением компоновки активной и дополнительной зон реактора и др.

Правильный выбор вышеперечисленных параметров сокращает сроки

испытаний, повышает их представительность. В условиях изменяющейся компоновки ИР исключить или сократить число предшествующих ресурсному испытанию в ПК подготовительных экспериментов южно путем численного моделирования тепловыделения в ПК.

Цель работы:

Разработка методики расчета тепловыделения в петлевом канале исследовательского реактора в трехмерной геометрии. Реализация разработанной методики в виде программного обеспечения ЭШ и ее апробация на проводимых петлевых экспериментах.

Научная новизна работы заключается:

-разработана методика расчета зиерговьщеленда в системах, содержащих области с иным, чем среднее по реактору соотношением между нейтронной и гамма составляющей экерговьщелекия, ориентированной на расчет петлевых экспериментов;

-предложена и расчетно-вкепериментапьнш путем исследована методика поправочных коэффициентов, позволяющая производить нейтронно-физический расчет локальных недиффузионых систем в составе водо-водяного реактора;

-исследована эффективность нескольких итерационных численных методов применительно к расчетам "тепловых" систем с размерами, сравнимыми с длиной миграции. Показано, • что

попеременно-треугольный метод с ускорением по схеме сопряженных градиентов наиболее эффективен в расчетах исследовательских реакторов бодо-бодяного типа.

Практическая ценность работы:

-поставлена и'решена задача расчета тепловыделения в петлевых каналах исследовательских реакторов с учетом трехмерной геометрии. Предложенная методика основаная на использовании программ VI КБ-0/4, АК'ШЬЕ и созданного автором комплекса программ трехмерного расчета СЫРЖЗ на базе метода конечных элементов составляет единую программно-методическую основу для планирования, сопровождения и анализа петлевых экспериментов;

-в процессе работы над диссертацией даны практические рекомендации по конструкциям петлевых каналов, которые вошш в

технические проекты на предприятии-заказчике, проведна расчетная интерпретация петлевых экспериментов;

-разработай и реализован в программе СНП?КЗ способ дискретизации трехмерной расчетной области с помощью шаблонов, позволякмций пользователю конструировать вид разбиения для описания сложной геометрии методом МКЭ, что расширяет возможности выбора экспериментальной базы и конструкции облучаемых устройств;

-реализованная в комплексе СМПЖЗ возможность использования ' нескольких итерационных методов, допускающих высокий процент векторизации вычислительных . операций, позволяет в каждом конкретном случае выбрать оптимальный, что, особенно в.трехмерных расчетах, приводит 1С экономии машинного времени.'

Внедрение результатов работы:

Программное обеспечение и методика внедрены и используются в практических расчетах в НИИ НПО "ЛУЧ".

Аплробация работы: ' . ■

Результаты работы докладывались на конкурсах НИОКР НИИ НПО "ЛУЧ" 1986-1988ГГ.

Публикации: -

По теме диссертации выпущено 5 научно-технических отчетов НИИ ЛПО "ЛУЧ" и 2 статьи.

Автор защищает:

1. Методику расчета энерговыделения в системах, содержащих области с иным, чем среднее по реактору соотношением меяду нейтронной и гамма составляющей энерговыделения.

. 2. Методику поправочных коэффициентов, позволяющую • производить' нейтропно-физический расчет локальных кедиффузионых систем в составе водо-водяного реактора.

3. Реализованный в программе 'СМРРЯЗ способ дискретизации трехмерной расчетной области с помощью шаблонов.

4. Результаты исследований эффективности итерационных численных' методов применительно к расчетам "тепловых" систем, с размерами, сравнимыми с 'длиной миграции,

5. Мор оптимального итерационного метода для трехмерных расчетов водо-водяных ИР методом конечных элементов.

6. Результаты расчетных исследований влияния поглощающих экранов на структуру тепловыделения в ПК.

- б -

Содержание работа Для оценок ожидаемого тепловыделения в ПК применяется ряд методик, основанных как на проведении расчетов, так . и на использовании экспериментальных результатов с последующей интерполяцией.

Практическая сложность в этом случае заключается в том, что реальные конструкции ЭГК и ПК не позволяют проводить измерения плотностей потоков нейтронов и гамма-излучения непосредственно в твэле или на его поверхности.

Нейтронно-физический расчет осложняется тем. что ПК с ЭГК, размещенный в активной золе , или отражателе ИР типа ШР, представляет собой практически полностью недиффузионную систему малого размера и сложной . геометрии, находящуюся в значительно большей по размеру области, где достаточно хорошо "работает" диффузионное приближение.! ч

Чтобы решить поставленную в диссертации задачу численного моделирования тепловыделения в ПК, исследовать влияние на него • таких факторов, как перекомпоновка ТВС, движение органов СУЗ и др. необходим 3-х мерный расчет ИР в целом. Поскольку целью расчета является тепловыделение в ПК, то расчетная модель требует более высокого, чем диффузионное, приближения газокинетического уравнения. Опыт использования для этих целей программ на основе метода Мэнте-Карло показал малую эффективность судествующих версий в полномасштабных расчетах ИР с ПК. Особенностью метода является зависимость числа проигрываемых историй ст. размера интересуидей области. Ддя определения с достаточной точностью тепловыделения в локальной области/ такой, как единичный твэл, требуется большое количество историй и, соответствующе машинное время.

Расчеты цилиндрических петлевых каналов в трехмерной геометрии в составе исследовательских реакторов с гексагональной или прямоугольной тепловыделяющих сборок и блоков замедлителя■, расположенных как в активной зоне , так ив отражателе требуют специализированного программного обеспечения. Существующие трехмерные программы ориентированы, в основном . на расчет однородных активных аоа энергетических реакторов, что приводит к необходимости упрощения геометрии задачи. Физическая модель,

используемая в таких программах, как правило, ограничивается малогрупповым диффузионным приближением и вносит значительную ошибку в значения удельного тепловыделения в ПК.

Практические потребности требуют развития новых методов расчета и реализации их в виде программ. Один из путей решения этой задачи предложен в данной диссертации и базируется на расчетах реактора по методике, предполагающей использование трех программных комплексов.

Ключевым моментом методики является использование поправочных коэффициентов, корректирующих значение удельного энерговыделения в ПК, получаемое из малогруппового трехмерного нейтрояно-физического расчета в диффузионном приближении.

Расчет трехмерных пространственных эффектов в активной зоне исследовательских реакторов с петлевыми ' каналами выполняется по разработанной автором программе CNFRR3, реализующей вариационно -разностный формализм МКЭ,- имеющий ряд ' преимуществ при описании расчетных моделей сложных геометрических объектов и повышении точности расчетов.

Как показывают расчетные исследования, . водо-водяной исследовательский реактор; вполне удовлетворительно описывается двухгрупповой диффузионной моделью,. при условии, что нейтронные накросечения для TBC и отражателя подготовлены по специальным программам в более высоком приближен™ уравнения переноса нейтронов. В то кэ время для расчета петлевого канала необходимо использование многогрупповых недиффузионных методов.

В настоящий работе • -предложена • методика определения поправочных коэффициентов на мзлогрупповой расчет с помощью программ Y/IMS-D4, предназначенной- для нейтронно . - физического расчета 'ячеек реакторов разного типа (включая расчет выгорания). По этой же программе производится расчет библиотеки малогрупповых ыакроконстанг для программы CNFRR3.

Применение комплекса ANISN-E для расчета поправочных коэффициентов вызвано необходимостью внесения поправок в прогнозируемую величину тепловой мощности канала, обусловленных повышенной долей гамма-тепловыделения в ПК.

Основные этапы работы включали исследование возможности применения программ WIMS-D4 и ANISM-E для расчетов петлевых

каналов, разработку соответствующих методик; создание программы CNFRR3 для трехмерных нейтронно- физических расчетов исследовательских реакторов; ЕЫбор эффективных численшсс методов для решения больших систем линейных уравнений, возникающих в трехмерных расчетах методом конечных элементов; разработку комплексной схемы проведения расчетов, ее проверку на экспериментальных результатах. Представлен пример расчета элементов конструкции петлевого канала для обеспечения заданного значения тепловой юпяоста и результаты эксперимента.

Диссертация состоит из введения, четырех глав и выводов.

В первой главе даны сведения об объекте расчета, необходимые для постановки задачи и пояснения методов ее решения . Дано описание конструкции ЭГК, приведены некоторые . рабочие характеристики. Представлены отдельные варианты конструкций рабочих участков петлевых каналов, обсуждается влияние составных элементов канала на тепловыделение. Дано краткое описание компоновки исследовательских реакторов ВЕР-СМ и ИВВ-2М, конструкции TBC, положения и условий работы петлевых каналов.

Во второй главе изложена методика . использования метода конечных элементов применительно .к расчетам исследовательских реакторов, реализованная автором в программе CNFRR3. Приведен математический аппарат МКЭ для линейного и билинейного полиномам в качестве базисных функций для тетраэдра и прямоугольного параллелепипеда, как симплексов пространства, соответственно.

Традиционный подход с построением конечно - разностной сетки, применяющийся в реакторных программах, для расчетов исследовательского реактора не является оптимальным. В энергетических реакторах, имеющих геометрически однородную структуру активной зоны, прямоугольная или гексагональная расчетная сетка метода конечных разностей (МКР) точно описывает геометрию, тогда как в исследовательских реакторах практически всегда присутствуют определенные геометрические неоднородности. Такие неоднородности могут возникнуть в результате размещения в реакторе облучаемых устройств» для чего вместо нескольких TBC или блоков отражателя располагается матрица с полостью необходимой формы для облучаемого устройства. Трансформация расчетной сетки ЫКЗ достигается изменением координат узлов.

- 9 - *

Изложены принципы восполнения расчетной области элементами дискретизации.

Подробно рассмотрен вопрос выбора метода решения системы линейных уравнений с 27- диагональной симметричной положительно определенной матрицей.

В качестве критерия выбора итерационных схем принимался минимум времени счета для достижения заданной точности типичных для водо -водяных реакторов задач диффузии нейтронов , а так »в возможность реализовать алгоритм в виде действий с векторами размерности N (М -число расчетных точек задачи). Рассмотрены следующие итерационные методы:

- последовательной верхней релаксацииСSOR);

- сопряженных градиентов;

- попеременно -треугольный с ускорением по схеме сопряженных градиенгов(ПТМСГ);

- попеременно -треугольный с ускорением по схеме градиентного спуска;

- попеременно -треугольный с .чебышевским ускорением.

Перечисленные методы были реализованы в виде подпрограмм с

единой формой обращения из программы CMFKR3, использующих подпрограммы -имитаторы матричного модуля.

Сравнение проводилось на' нескольких задачах, имитирущих реактор типа ВВР и отличющихся своими физическими размерами.

На рис. 1 представлены зависимости логарифма ошибки от номера итерации К в тестовых задачах, полученные методами SOR и 11ТМСГ.

По результатам расчетов можно сделать заключение, что эффективность методов неоднозначна и зависит от • физических особенностей реактора.' Для моделей 1,4 предпочтительным является ПГ15СГ, в то у.о время для моделей 2,3 до значений е=1. Е-6 наилучше результаты дает SOR. . ' .

Анализируя особенности рассматриваемых моделей, можно предположить, что в, трехмерных задачах диффузии нейтронов, решаемых МКЭ, эффективность ПТМСГ вше для аппаратов с небольшими физическими размерами размножающей области и, соответственно, большей прстралстЕЗНнсй утечкой.

Таким образом, в расчетах исследовательского 'реактора более эффективным является метод ПТМСГ.

л

Рис. I Ошибка Ск • достигаемая на К-й внутренней итерации при решении тестовых задач 1-4.

SHL лют

а. задача =1.16. «ШЖР=0.51

б. задача *2;»!!M.3l4f "^,=0.44 '

в. задача *3;<М.232,<~=0.44

г. задача »^=0.43

В третьей главе описана непосредственно методическая часть расчета тепловыделения в ПК исследовательского, реактора. На рис. 2 представлена обшзя схема вычислений.

Первоначально производится подготовка исходных данных для расчета на основе конструкторской документации. При необходимости производится пополнение библиотеки констант У1КБЫВ.

Затем производится расчет полиячейки по программе VIКБ в . многогрупповом приближении методом вероятности столкновений. Шлиячейкой в этом случае является фактически весь исследовательский реактор с петлевым каналом. В этом же расчете вычисляются двухгрупповые диффузионные константы для С№И?3.

Далее решается . модельная задача с целью определения поправочного множителя, корректирующего получаемое в двухгрупповом диффузионном расчете значение тепловой мощности ПК.

Вопрос об адекватности двухгругаювой диффузионной модели для расчета исследовательского реактора с петлевым каналом является принципиальным для достижения цели, поставленной в диссертации. Непосредственно ИР типа ВНР является реактором на "тепловых" нейтронах и достаточно хорошо описывается в двухгрупповом диффузионном приближении. Об этом свидетельствует опыт работ.

В то же время петлевой канал является системой, не поддающейся описанию в диффузионном приближении. Вопрос о корректности результатов расчета тепловой мощности ПК, получаемых с использованием двухгрупповых констант как по методике, описанной в диссертации, так и констант, полученных по другим методикам ранее не' рассматривался. В диссертации представлен один из возможных подходов к такой оценке, основанный на решении дополнительной модельной задачи в различном групповом разбиении как в диффузионном, так и недиффузионяом приближении уравнения переноса Геометрия модельной задачи выбирается индивидуально в каждом конкретном случае, причем объемы материальных зон в одномерней плоской геометрии определяются из условия эквивалентности их объемам соответствующих зон в полиячейке.

На рис.3 в качестве примера представлены результаты решения модельной задачи для реактора ЕЕР-СМ с центральным ПК. Можно сделать следующие выводы:

1. Двухгрупповое диффузионное приближение с константами,

МЕТОДИКА РЛСЧЕТЛ ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ В ПЕТЛЕСОГ1 КЛНЛЛЕ

^сследсвательсксго реактора

¡подготовка исходных данных I-

ШСПОШЕНИЕ БИьЛ-ГОТЕКИ|-I ЫН-Б I

■1РАОЕТ ПОЛ-ЙТ-ИКИ ПО 1лЯМЗу I •1 (Р и, п- ГРУПП) |

1ПОС ТРОЕНИЕ КОЯЕЛЬНОД ЗАЛЛЧ-М

1Ы1МЗ 1 |п-гр. |

1РЫ, I |

11-ЛМЗ |

12-гр. | |Ри, I

I

ЮМРКЯЗ | I 2-ГР. I |дИФ<руЭ.I [приб/1. |

1 РАСчсгт I I отчисление |

|ис1очмичовI I попр асцчнога |

I Л!'/'!»-> !л | | ммаха^теля 1

] для 1 |на 2>с-групгтиои |

I А!М13М I | расчет: Со I

I

( г I 1

АГЛЕ^ (ЮТ) I I п + расчет | |маделк»ной задачи I-|аычи слсцие до ли I I —Т1ЭПЛС)ОЫЛе--!СНИЯ I

|2х -ГРУППОВЫЕ ДИФФУЗИОННЫЕ | I КОНСТАНТЫ |

2х—Зх мерный расчет' исслсдооатр/)ьскога реактора с потлерым каналом по программе СМТ^ЯЗ. Вычистки ^уккциаилпои:

1 опр г?дп г. гние

I

Пеги-;/'! ¡О! т!: I

библиотеки I

и_с-гз I

N

ПК '

Ч.. (2)

Рис. 2 Блок- схема методики расчета тепловыделения в твзле петлевого канала исследовательского реактора.

поток нейтронов ЕК0.625эв (отн. ед.)

о

а чз

<0

CJ

V:

iS 0"

ta •"J

-з M

о p«

-ч

о •а

CD

« с -

аз (3

-а X

i

о

о -- о

■ha

п ГО

Л) il

-J ■X

•о о

со

Í4

сг CJ

X \Э

er; ы

S ш

а

я

Ä

о

О ОН

о о

о :

О"

о.

Û) о о ►i О

M

Е

О <-3

го р.

О"

о

ы о

5 ь"

2 о

ж

в р

о

О"

о

сп': о

О"

о

о

о о

о о о

о о

07

о

о го о

А m Cl О) 1 1 M /т. s з' (Л N3 1

- £Г -

подготовленными по ячеечной программе в более высоком приближении уравнения переноса нейтронов {в данном случае 6 -10 групп, метод вероятности столкновений программа У1МЗ), дает ьполне удовлетворительное решение вне петлевого канала, совпадающее с результатами многогруппового расчета методом вероятности столкновений в пределах 5-1ОХ.

2. Значение энерговыдедения в петлевом канале, получаемое из двухгруппового расчета, требует дополнительной коррекции.

3. Результаты двухгруппового расчета в ПК методом вероятности столкновений и диффузионного расчета различаются не более чем на 3 -5%.

4. Увеличение числа групп в расчете по программе У1МЗ в сильной степени влияет на значение энерговыделения в ПК, тогда как вне канала этот эффект наблюдается лишь в области отражателя и составляет по мере .приближения к внешней границе от 5 до 20 процентов.

Тагам образом, проведенные расчетные исследования дают основание заключить, что двухгрупповая диффузионная модель мсдат быть использована для расчетов исследовательского реактора с петлевым каналом. При этом получаемое значение энерговыделения в ПК должно быть скорректировано.

В диссертации поправочный коэффициент С& па малогрупповой расчет предлагается получал как отнокепие тепловой мондаости Ж в п - групповом и 2 -• групповом расчетах методом вероятности столкновений описанной вызе модельной задачи.

Практически Се вычисляется на этапе подготовки диффузионных констант путем проведения двух расчетов по схеме полиячейка -плоская(или цилиндрическая) ячейка, так же, как в способах 1 и 2 решения модельной задачи.

В этой же главе описана методика оценки вклада гамыаквантов и • нейтронов в тепловую мощность ЭГК а ПК, и расчет соответствующего поправочного коэффициента ■

Тепловыделение в твеле ЭГК Ж можно представить суммой нейтронной составляющей в топливном сердечнике и гамма -тепловыделения как в сердечнике так и в оболочке (например, из вольфрамз): ,

Z-r 16 - t

Nt .» Нсерд + №ерд * Нобол

Тогда долю гамма -тепловыделения momio приближенно оценить из двух расчетов: нейтронного на Кэфф с определением тепловой мощности Итк за счет реакции делния в топливном сердечнике, совместного нейтронно-фотолного с ^заданными источниками деления с определением тепловой мощности Ысерд и Иобол, выделяемой в сердечнике и оболочке поглоданными фотонами. мгновенными гамма-квантами, квантами захвата и бстараспада уносится примерно 20 Мэв на каждый акт деления, что составляет примерно 101 от энергии,выделяемой в одном акте деления, Е = 200Мэв. Тогда

Z-r ■

Ксерд - Ntk*0. 9.

Для учета вклада гамма -тепловыделения можно ввести поправочный коэффициент Cf:

Г г

cr - (Ntk *0.9 + Нсерд *■ Иобол)/Мтк .

Величина С f , например, для центрального ПК "РЫ-2Т" с кадмиевым экраном составляет i. 2 - 1.3.

Итоговое выражение для тепловой мощности ПК имеет вид:

í*

NaK-Nucver Са'С г

.pta*T. о о

И vZf fW-F(Z£H?ci£

е Уик _.__

J i yZtfl&FMWrt

УиеслеЗ. ревнТ.

Е четвертой главе представлены практические примеры расчетных исследований тепловыделения в ПК и сравнение с экспериментом в случаях, когда это возможно. Исследовано влияние логлощаювих экранов и органов СУЗ на структуру тепловыделения в ПК. На рис. 4 представлен расчетный прогноз зависимости тепловой мощности ГО "ИКАР-Г'от толщины кадмиевого экрана и результат последующего эксперимента.

Рис.

4

Расчетный прогноз зависимости тепловой мощности ПК' "ИКАР-Т" от толщины кадмиевого экрана и результат последующего эксперимента.

- 17 -

КРАТКИЕ ВЫВОДЫ ПО ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЕ

Основные результаты работы, показывающие научную новизну исследований и практическую ценность, могут быть сформулированы следующим'образом.

Совериенствование методик численного моделирования энерговыделения в петлевом канале исследовательского реактора:

а) Разработана методика расчета энергсвыделешга и система::, содержащих области с иным, чем среднее по реактору соотношением медду нейтронной и гамма составляющей энерговыделения.

б) Предложена и расчетнэ-эксперимектальным. путем исследована методика поправочных коэффициентов, . позволяющая производить нейтронно-фиэический расчет локальных кедиффузиоиых систем в составе водо-водяного реактора

в)Исследована эффективность нескольких итерационных численных методов применительно к расчетам физически малых (по сравнению с длиной миграции) "тепловых" систем. Показано, что попеременно-треугольный метод с ускорением по схеме сопряженных градиентов наиболее эффективен в расчетах исследовательских реакторов водо-водяного типа

г) Реализованная в комплексе СМР1?ИЗ возможность использования нескольких итерационных методов, программно-выполненных под векторные операции, позволяет в каждом конкретном случае выбрать оптимальный.

2. На основе разработанных методик и программного обеспечения проведены расчетные исследования влияния конструкционных элементов петлевого канала. и реактора на тепловыделение в испытываемом ЭГК на примере центрального петлевого канала реактора ВЕР-СМ И® АН Узбекистана: ~

а) Показано, что в петлевых каналах, содержащих поглощающие экраны, вклад гамма-квантов в тепловую мощность ЭГК увеличивается в несколько раз и достигает 35%, изменяя . тем самым структуру тепловыделения. Для обеспечения эквивалентных условий испытаний необходимо увеличить толщину свинцового экрана, например, путем замены бериллиевой матрицы на свинцовую.

б) Исследовано изменение спектра нейтронов, образующих тепловыделение в ЭГК, при использовании кадмиевого экрана

■ - -18 -....... •" ;

Показано, что в этом случае спектр нейтронов близок к промежуточному, характерному для космических ЯЭУ типа "Топаз".

в) Установлено, что . органы СУЗ реактора, окружающие центральный петлевой канал, деформируют аксиальное распределение тепловыделения в ПК, что приводит к увеличению удельного тепловыделения на нижнем конце рабочего участка до 20 X по отношению к верхнему. Рекомендовано смещчгь рабочий участок ПК относительно рабочего участка TBC вниз, в зависимости от глубины погружения органов СУЗ.

3. Оценена на поверочных расчетах , тепловой мощности ПК различных конструкций погрешность предложенной методики. Она не превышает 10- ЛЬХ. и лежит в пределах погрешности эксперимента и других методик.

Основные положения диссертации опубликованы в работах:

1. Корнилов А. И., Попыкин А. И., Чернышев А. П. Использование программы WIM3-D4 для оценки энегговиделения в центральном канале исследовательского реактора ВВР-СМ. Отчет п/я А-1857, HHB.N 6186, 1985г.

2. Корнилов А. И,, Попыкин А. И., Чернышев А. П. Расчетно-методическое обеспечение проведения канальных экспериментов на исследовательских реакторах ВВР-СМ ( ИЯФ АН Уз ССР) , ИВВ-2Ы. Отчет ИАЭ им. И. Е Курчатова и п/я А-1857, инв. 35/746887дСп, 198бг,

. 3. Чернышев А. П. /Численная реализация метода конечных элементов" для решения задач диффузии нейтронов в трехмерной расчетной области. Отчет п/н Â-1857 инв. 6875 и/О, 1987, 37с!

4. Чернышев A. IL Использование итерационных схем для трехмерного нейтронно-физического расчета исследовательского реактора методом конечных элементов. Отчет п/я А-1857 инв. 7304 К/б,1987. 39с.

5. Чернышев A.n. Сравнительные оценки метода верхней релаксации и попеременно-треугольного метода применительно к расчету водо -водяного реактора методом конечных элементов. -В кн. Проблемы безопасного развития атомной энергетики. М., "Наука", 1990. -123с.

6. Корнилов А. И. , ГЪпыкин А. И., Чернышев А. П. Численное моделирование энерговыделения в петлевом канале

исследовательского реактора. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов,

о

[одписано в печать 4/-0 9 ¡/У ?. Заказ /50С Тираж

■ Типография Ш2И, Каширское шоссе, 31