автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Моделирование нестационарных нейтронно-физических процессов в реакторах ВВЭР с потвэльной детализацией

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»

На правах рукописи

ГОРДИЕНКО Павел Владимирович

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРАХ ВВЭР С ПОТВЭЛЬНОЙ ДЕТАЛИЗАЦИЕЙ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук

'I < I'АР 2014 005546381

Москва — 2014

005546381

Работа выполнена в НИЦ «Курчатовский Институт»

Научный руководитель: Лизоркин Михаил Петрович

Доктор технических наук Начальник отдела Физики ВВЭР НИЦ «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

Щукин Николай Васильевич Доктор физико-математических наук Профессор кафедры № 5 НИЯУ МИФИ

Кавун Олег Юрьевич Доктор технических наук Начальник лаборатории НТЦ ЯРБ

ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Защита диссертации состоится «_»_2014 г. в_ч._мин.

на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в НИЦ «Курчатовский Институт» по адресу: 123182, г. Москва, пл. Курчатова, д.1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ «Курчатовский Институт»

Автореферат разослан «_»_2014 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, —

Доктор технических наук, профессор _ ■* Мадеев В.Г.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность работы

АЭС с реакторами ВВЭР получили широкое распространение и эксплуатируются как в России, так и за рубежом. На сегодняшний момент существуют проекты строительства новых блоков реакторов ВВЭР во многих странах. Для поддержания высокого уровня конкурентоспособности происходит совершенствование уже эксплуатирующихся реакторов. Увеличивается эффективность и длительность топливных циклов, повышается мощность Реакторных установок (РУ).

Проекты по строительству новых блоков АЭС с ВВЭР, а также проекты по повышению эффективности уже построенных реакторов требуют проведения технического обоснования безопасности (ТОБ). В рамках ТОБ оцениваются последствия реактивностных аварий, возможных в реакторах ВВЭР. К реактивностным авариям относятся, в частности, следующие исходные события:

- Неуправляемое извлечение группы Органов регулирования Системы управления и защиты (ОР СУЗ) из реактора;

- Выброс стержня ОР СУЗ из реактора;

- Рассогласование стержней ОР СУЗ.

Безопасность реакторной установки в анализах безопасности оценивается путем сравнения параметров состояния топливных элементов, полученных при моделировании реактивностных аварий, с требованиями приемочных критериев. К приемочным критериям, в частности, относятся ограничения на предельно допустимые значения температуры топлива, оболочки твэлов, усредненной по сечению топливной таблетки энтальпии топлива и запаса до кризиса теплоотдачи.

Для моделирования реактивностных аварий в рамках ТОБ в НИЦ «Курчатовский институт» применяется физико-теплогидравлический программный комплекс ЛТНЬЕТ/В1РЯ-УУЕЯ.

Комплекс ATHLET/BIPR-VVER применялся для анализа безопасности многих проектах реакторов ВВЭР и топливных циклов ВВЭР.

Параметры состояния топливных элементов (температура топлива и оболочки твэл, энтальпия топлива, запас до кризиса теплообмена) определяются в процессе связанного физико-теплогидравлического моделирования поведения РУ в аварийных событиях. В расчетах комплекса ATHLET/BIPR-WER нейтронно-физическое моделирование реактора в стационарных состояниях и переходных процессах проводится программой БИПР-8, теплогидравлическое моделирование реактора, первого, второго контура и систем безопасности проводится программой ATHLET.

Программа БИПР-8 проводит нодальное (покассетное) нейтронно-физическое моделирование реактора. Однако, топливные кассеты реакторов ВВЭР содержат в своих конструкциях значительные неоднородности. Конструкционные каналы, поглощающие элементы и твэлы с различным обогащением влияют на структуру нейтронного поля внутри кассет. В анализах реактивностных аварий, проводимых по комплексу ATHLET/BIPR-WER, для расчета экстремальных параметров состояния топливных элементов, в наиболее теплонапряженной топливной кассете выделяется Горячий канал (ГК). ГК соответствует твэлу, которому в стационарном состоянии перед началом аварийного процесса приписывается относительное энерговыделение, соответствующее предельно допустимой линейной мощности твэла, определенной в проекте. В ходе моделирования переходного процесса относительное энерговыделение в ГК не изменяется.

Расчет и использование при моделировании ГК потвэльного энерговыделения в быстрых нестационарных нейтронно-физических процессах является актуальной задачей для анализа реактивностных аварий с помощью комплекса ATHLET/BIPR-VVER.

Определение потвэльного энерговыделения позволит более детально моделировать параметры состояния топливных элементов, которые в процессе анализа безопасности сравниваются с приемочными критериями.

Использование в программе БИПР-8 суперпозиции пробных функций для поиска решения нейтронного потока, делает возможным восстановление гомогенного решения для нейтронных потоков внутри нодов. Для того чтобы рассчитать потвэльные энерговыделения, для каждого твэла (твэга) суммируются по энергетическим группам произведения гомогенных нейтронных потоков, потвэльных макроскопических сечений энерговыделения и относительных потвэльных потоков, которые заранее подготавливаются программой ТВС-М. Такой способ может быть использован как в стационарных состояниях реактора, так и в расчетах изменения потвэльного энерговыделения в переходных процессах.

Перечень программ и программных комплексов, использующихся в нейтронно-физических рассчетах реакторов ВВЭР, приведен соискателем в диссертации. Программные комплексы, используемые для расчетов реактивностных аварий (ТИГР-1, ТРАП-КС, НОСТРА, РАДУГА) проводят покассетные нейтронно-физические расчеты. На данный момент в реакторных расчетах используется ряд программ, которые проводят потвэльные нейтронно-физические расчеты активных зон реакторов ВВЭР (ПЕРМАК-А, MCU, UNK). Такие программы не имеют возможности рассчитывать трехмерное изменение потвэльного энерговыделения в быстрых нестационарных процессах.

Программный комплекс БАРС может проводить потвэльный расчет быстрых аварийных процессов в реакторах ВВЭР. Однако, подобные расчеты по программе БАРС занимают значительное время, что играет существенную роль в проектных расчетах анализа безопасности, при которых требуется моделирование серии событий (100 расчетов и более) для каждого исходного аварийного процесса.

Целью диссертационной работы является создание методики, позволяющей проводить нейтронно-физический расчет распределения потвэльного энерговыделения в быстрых аварийных процессах в реакторах ВВЭР. При этом методика должна обладать следующими свойствами:

- Расчет распределения потвэльного энерговыделения должен являться частью связанного физико-теплогидравлического расчета реакторной установки по программному комплексу ATHLET/BIPR-WER;

- Результаты потвэльного расчета должны использоваться для определения параметров состояния топлива (температура и энтальпия топлива, температура оболочки твэла и запас до кризиса теплообмена);

- Расчет распределения потвэльного энерговыделения должен занимать приемлемое время.

Для достижения этой цели соискателем была разработана методика восстановления потвэльного энерговыделения в программе БИПР-8. Под восстановлением потвэльного энерговыделения в программе БИПР-8 понимается процедура, в которой вначале для каждого твэла (твэга) определяются значения гомогенных нейтронных потоков в двух энергетических группах, а затем для определения потвэльного энерговыделения для каждого твэла (твэга) суммируются по энергетическим группам произведения гомогенных нейтронных потоков, потвэльных макроскопических сечений энерговыделения и относительных потвэльных потоков, которые заранее подготавливаются программой ТВС-М.

В рассматриваемом ноде распределение относительного потвэльного энерговыделения рассчитывается следующим образом:

,h (пек спек

q = ф™ .ZJ== + ф™ .

'—'г фсиек 1 ф спек

где, - 9 энерговыделение в твэле (твэге) в рассматриваемом ноде; Ф"" и Ф'г"" - гомогенные решения для потоков нейтронов быстрой и тепловой энергетических групп в твэле (твэге) (рассчитываются программой БИПР-8); еТ/г и £Ит' потвэльные макроскопические сечение энерговыделения в твэле (твэге) для быстрой и тепловой энергетических групп (рассчитываются программой ТВС-М);

фсиек фспек _

1 и - отношения потока нейтронов в твэле (твэге) к среднему потоку

Ф™-* ф"'™

в топливной кассете в быстрой и тепловой энергетических группах (рассчитываются программой ТВС-М);

Практическая значимость работы заключается в том, что использование распределения потвэльного энерговыделения для расчета параметров состояния топлива, которые сравниваются с требованиями приемочных критериев (температура и энтальпия топлива, температура оболочки твэл и запас до кризиса теплообмена), позволит повысить детализацию описания параметров состояния.

Распределения потвэльного энерговыделения позволят оценить возможность повреждения твэлов, количество поврежденных твэлов и выход активности в теплоноситель во время проведения анализа безопасности.

Для расчетов потвэльного энерговыделения был создан модуль восстановления, который интегрирован в код БИПР-8. В программу ТВС-М были внесены изменения, позволяющие подготавливать потвэльную библиотеку для модуля восстановления. Для расчетов аварийных процессов модуль восстановления в составе кода БИПР-8 был интегрирован в программный комплекс АТНЬЕТ/В1РЯ-УУЕ11.

Научная новизна работы заключается в том, что методика восстановления потвэльных полей энерговыделения впервые позволяет на основе нодального (покассетного) нейтронно-физического расчета определять изменения потвэльного энерговыделения в быстрых переходных процессах. Впервые в массовых проектных расчетах реакторов ВВЭР появляется возможность проводить нейтронно-физический расчет распределения потвэльного энерговыделения при моделировании реактивностных аварий в реакторах ВВЭР.

Достоверность представленных в работе результатов обоснована теоретическим анализом и результатами расчетов стационарных состояний, полученных с помощью модуля восстановления, в сравнении с результатами

аттестованных программ, проводящих стационарные нейтронно-физические расчеты потвэльного энерговыделения.

Параметры состояния топливных элементов в аварийных переходных процессах, полученные с использованием модуля восстановления, сравнивались с соответствующими параметрами состояния, полученными при использовании современных моделей описания твэлов, применяемых в анализе безопасности на данный момент.

В диссертации дается описание и выносится на защиту работа соискателя по разработке методики восстановления потвэльных полей энерговыделения в активных зонах реакторов ВВЭР.

Личный вклад автора включает в себя:

- Развитие методики восстановления потвэльных полей энерговыделения для реакторов типа ВВЭР в программе БИПР-8;

- Создание модуля восстановления и его интеграция в код программы БИПР-8;

- Разработка в программе ТВС-М формата нейтронно-физической библиотеки для потвэльного расчета;

- Проведение верификационных расчетов модуля восстановления в стационарных состояниях;

- Интеграция модуля восстановления, в составе программы БИПР-8, в физико-теплогидравлический программный комплекс АТПЪЕТ/ВГРК-УУЕЯ;

- Проведение тестовых расчетов нестационарных процессов. Апробация работы

Основные результаты опубликованы в ведущем рецензируемом, рекомендованном в перечне ВАК издании, а также докладывались на 4 международных конференциях и на НТС отделения ВВЭР НИЦ Курчатовский институт. Публикации

Список публикаций приведен в конце автореферата.

Структура и объем работы

Во введении представлено обоснование актуальности работы, сформулированы цель работы и основные положения, выносимые на защиту, научная новизна работы и личный вклад автора. Приводится описание истории развития в отделении ВВЭР Курчатовского Института основных программ, использующихся для расчета нейтронно-физических процессов, происходящих в активных зонах ядерных реакторов типа ВВЭР. А также обзор последовательного развития кодов и методик, использующихся в анализе безопасности реактивностных аварий, как в России, так и за рубежом.

Глава 1 содержит теоретическое описание процедуры восстановления потвэльных полей энерговыделения в программе БИПР-8, описание нейтронно-физических констант, использующихся при восстановлении потвэльного энерговыделения, их аппроксимации и программной реализации модуля восстановления в коде программы БИПР-8.

В коде БИПР-8 быстрый и тепловой фг нейтронные потоки

определяются в следующем виде:

ф „ = х+!У, ф т = гХ + У

где X - асимптотическая мода решения; У - переходная мода решения;

г и I - коэффициенты связки.

В гомогенизированных шестигранных ячейках с шагом И асимптотическая мода решения Xг (г> (Р) представляется разложением в ряд по пробным функциям с сохранением семи членов разложения:

х,(г,<р)=Ел„глпсоб^-^) (1)

т=О

где 3т " сдвиги фаз, - весовые факторы; г и ф координаты точки, в которой определяется асимптотическая мода потока нейтронов; т — индекс суммирования;

Хт набор пробных функций, которые удовлетворяют диффузионному уравнению (в случае гомогенных нодов эти пробные функции есть функции Бесселя):

7 = В г> 0 J и / . цилиндрические функции

иЛВЛ' Вг<°

действительного и мнимого аргумента.

Учет аксиальной зависимости асимптотической и переходной мод решения приведен в диссертации.

Использование в программе БИПР-8 суперпозиции пробных функций для поиска решения нейтронного потока, делает возможным восстановление гомогенного решения для нейтронных потоков внутри нодов. Восстановление гомогенного решения в каждый момент времени происходит после завершения итераций по поиску нодального решения и не влияет на распределение нодального решения.

Перепишем выражение (1) для асимптотической моды в следующей форме:

где

¥Ст = Атсоз(£т), = Ат*™{ёт)

Слагаемые и Ч* 5 входящие в состав (2), определяются из

ст 1 «и

нодального расчета.

Семь функций Бесселя раскладываются в математический ряд, для их

представления в (2).

Зная все слагаемые, входящие в (2), можно восстановить значения

асимптотической моды внутри топливных кассет.

Быстро затухающая при удалении от границы раздела сред переходная

мода решения У:

где у7 - значение функции Г на границе раздела двух соседних ячеек, определяется кодом БИПР-8 в процессе нодального расчета;

А - шаг шестигранной призмы (нода); v - собственное число для переходной моды решения, определяющееся при нодальном расчете.

Таким образом, можно определить в точках расположения твэлов (твэгов) внутри топливных кассет значения гомогенного решения для потоков нейтронов в двух энергетических группах в программе БИПР-8.

Для расчета распределения потвэльного энерговыделения в активной зоне реактора необходимо подготовить потвэльную нейтронно-физическую библиотеку макроскопических сечений энерговыделения и учесть микрополе внутри топливных кассет.

Потвэльная нейтронно-физическая библиотека, также как и гомогенизированная библиотека для нодального нейтронно-физического расчета, подготавливается спектральной программой ТВС-М. Для последующего восстановления микрополя внутри топливных кассет, потвэльные сечения энерговыделения умножаются на относительные потвэльные потоки нейтронов.

Программа ТВС-М усредняет сечение энерговыделения до тепловой и быстрой энергетических групп в каждом твэле:

ЕФ, ' ХФ,

¡(¿Т ¡<=р

Где е^ - макроскопическое сечение энерговыделения в твэле. Индекс означает индекс энергетической группы, индекс твэла опущен, т.к. имеются в виду потвэльные сечения.

Далее полученное сечение умножается на относительный поток в соответствующем твэле:

т- _ _/еГ_ 16Г__ деГ_. С* _ ¿е£_

г" 1ф, '1£фГ 1Еф, ' Цф,

16Г ^ 1€7" К )б7' /С

где суммирование с индексом АГ в знаменателе означает суммирование по всей кассете.

Подготовленная таким образом потвэльная нейтронно-физическая библиотека отражает в себе распределение локальных энерговыделений с учетом наличия твэгов, профилирования обогащения, трубок и других неоднородностей.

Полученные величины для каждой топливной кассеты записываются программой ТВС-М в файл потвэльной библиотеки.

Для аппроксимации потвэльных констант внутри программы БИПР-8 используется принцип разложения в ряд Тейлора. В потвэльную библиотеку для каждого шага по выгоранию записываются константы при "опорных" значениях параметров состояния топливной решетки и производные первого, второго порядка и смешанные производные по параметрам: температура и плотность замедлителя (у, Тм)> температура топлива (ТУ), концентрация

бора в замедлителе (Св) и концентрация Хе-135 и 8т-149 (рХе,

Актуальные значения констант при "опорных" значениях параметров и производные по параметрам рассчитываются как линейная интерполяция между двумя ближайшими точками по выгоранию топлива.

Аппроксимация по параметрам: у, Тм> Тг> Св> Рхе> Р$т производится от их средних в нодах значений, т.е. так же как в нодальном расчете. Тот факт, что при моделировании переходных процессов учитываются обратные связи по средним нодальным параметрам, приводит к тому, что значения относительного энерговыделения в пике мощности переходного процесса в наиболее энергонапряженных твэлах будут завышены. Учет потвэльного распределения параметров, приведенных выше, привел бы к тому, что значения этих параметров в наиболее

энергонапряженных твэлах были бы более консервативны, чем их средние значения по ноду (температура топлива и теплоносителя выше, плотность теплоносителя ниже). Это в свою очередь привело бы к тому, что вследствие эффектов обратных связей энерговыделение в этих твэлах уменьшилось. Таким образом, аппроксимация потвэльных констант в зависимости от средних по ноду параметров, приведенных выше, с точки зрения оценки последствий переходных процессов является консервативной.

На основе методики восстановления был создан программный модуль и интегрирован в код программы БИПР-8. В программу ТВС-М были внесены изменения, позволяющие подготавливать потвэльную библиотеку для модуля восстановления.

В Главе 2 для демонстрации точности методики восстановления показаны сравнительные расчеты.

Сравнивались результаты потвэльного расчета программы БИПР-8 с интегрированным модулем восстановления потвэльного энерговыделения и результаты расчета аттестованных программ, проводящих аналогичные расчеты. Расчеты проводились в стационарных состояниях.

Для проверки работы подпрограмм модуля восстановления, которые считывают, аппроксимируют и передают внутри модуля потвэльные константы, был проведен расчет одной топливной кассеты. Результаты, полученные с помощью программы БИПР-8 с модулем восстановления, сравнивались с результатами, полученными по программе ТВС-М.

Проверочный расчет для одной кассеты показал отличие результатов не превышающее 0,04 %. Такой результат обусловлен плоским гомогенным решением внутри кассеты. Малое различие результатов говорит о верной работе модуля восстановления.

Для проверки точности методики восстановления потвэльного энерговыделения проводилось сопоставление результатов потвэльного расчета активной зоны реактора ВВЭР-1000. Для сопоставления использовались результаты проектного потвэльного расчета одной из

загрузок ВВЭР-1000, выполненные программой ПЕРМАК-А. В активной зоне присутствовали как свежие кассеты, так и кассеты с различным выгоранием, а также кассеты, содержащие 7 твэгов.

Результаты нодального (покассетного) расчета с помощью программы БИПР-8 этой задачи показаны на рисунке 1.

158 159 .357 .923 40.6 .000

160 161 162 .948 .827 .877 .000 12.4 .000

163 .346

149 .346

150 .557

1.19 1.18 1.22 1.14

40.9 39.1 .000 15.5 11.5 15.3

155 156 157 1.16 .557 .357 .000 39.1 40.6

139 .877 .000

128 .826 12.4

140 141 1.16 1.23 .000 12.0

129 130 131 1.14 1.09 1.16 15.3 26.9 16.5

142 1.14 22.8

143 1.02 29.8

144 1.06 27.2

145 146 1.09 1.23 26.9 12.0

147 148 1.19 .923 .000 .0 00

132 1.28 .000

134 1.29 .000

1.16 1.14 16.5 22.8

137 138 1.18 .947 15.5 .000

116 . 946 .000

1.22 1.06 1.29

120 .958

121 .874

122 . 932

123 . 958

11.5 27.2 .000 30.0 30.7 30.5 30.0

124 1.28 .000

103 104 105 .920 1.17 1.02 .000 15.5 29.8

107 .932

1.00 1.21

16.2 30.5 16.5

110 1.00 16.5

111 .874 30.7

125 126 127 1.02 1.22 .825 29.8 11.5 12.4

12 113 114 115

13 1.06 1.14 .874 .2 27.2 15.3 .000

1.19 1.14 .000 22.8

1.28 .000

.874 30.7

1.21 .000

.846 29.4

. 846 29.4

1.21 .000

30.5 .000

100 101 1.09 1.16 26.9 .000

102 .342

.552 1.22 39.1 12.0

1.16 16.5

.957 30. 0

1.05 .000

.846 29.4

1.00 .957 1.16 1.22 16.5 30.0 16.5 12.0

.552 39.1

1.16 1.09 .000 26.9

1.29 .000

.931 30. 5

1.21 .000

.846 29.4

.846 29.4

. 874 30.7

1.28 .000

1.14 1.19 .353 22.8 .000 40.6

.874 1.14 .000 15.3

1.06 1.13 27.2 16.2

.874 30.7

1.00 1.21 1.00

. 932 30.5

1.02 29.8

. 920 .000

.825 1.22 1.02 12.4 11.5 29.8

1.28 .000

.958 30.0

.874 30.7

.958 30.0

1.29 .000

I.22 .946

II.5 .000

.947 1.18 .000 15.5

28 29 1.14 1.16 22.8 16.5

1.29 1.13 1.28 .000 16.2 .000

33 1.16 16.5

1.09 1.14 .826 26.9 15.3 12.4

.923 1.19 .000 .000

1.23 1.09 1.06 12.0 26.9 27.2

1.02 29.8

1.14 22.8

1.23 1.16 .877 12.0 .000 .000

40.6 39.1

1.16 1.14 .000 15.3

1.18 15.5

1.19 .000

.34 6 40.9

.346 .877 40.9. 000

. 948 .000

.923 .357 .000 40.6

Рисунок 1 - Картограмма результатов нодального расчета, полученных с помощью программы БИПР-8. Верхнее число - это номер кассеты, среднее число - относительное энерговыделение, нижнее число - выгорание топлива

МВт-сут/ти

На примере этой задачи можно проверить точность описания модулем восстановления потвэльного энерговыделения в свежих кассетах и кассетах с различным выгоранием, которые в предыдущую загрузку находились в другом положении. А также потвэльное энерговыделение в твэгах с различным выгоранием, и в твэлах, соседствующих с твэгами и с конструкционными каналами.

Первые сопоставления потвэльного расчета активной зоны показали значительное расхождение результатов расчета распределения потвэльного поля энерговыделения в кассетах с неоднородным выгоранием. Для повышения точности модуля восстановления в расчетную схему была добавлена аппроксимация потвэльных констант в зависимости от выгорания в твэлах.

Потвэльная аппроксимация от выгорания позволила повысить точность описания кассет с неравномерным выгоранием. Картограмма распределения максимальных отклонений результатов (абсолютные значения) потвэльного расчета в кассетах, полученных с помощью модуля восстановления и программы ПЕРМАК-А, приведена на рисунке 2.

Рисунок 2 - Покассетная картограмма распределения максимальных отклонений потвэльных расчетов (%) в каждой кассете для программ ПЕРМАК-А и модуля восстановления.

Максимальное отклонение в потвэльном расчете, превышающее 5 %, присутствует в периферийных кассетах и в трех кассетах, расположенных в третьем ряду относительно границы. Отличие в потвэльном расчете для кассет № 2 и 28, представлено на рисунках 3 и 4. Зеленым цветом на рисунках выделены ячейки, содержащие твэги, белым цветом - содержащие

трубки и конструкционные каналы, красным выделены ячейки с максимальными отклонениями.

Как видно из рисунка 2, максимальное отличие результатов в периферийной кассете № 2 сконцентрировано вблизи отражателя и при удалении от него убывает. Энерговыделение в твэлах, которые прилегают к отражателю минимально и поэтому в них не достигаются опасно высокие температуры в таких аварийных процессах, как, например, выброс ОР СУЗ из реактора.

Максимальное отличие результатов в кассете № 28 находится в угловой ячейке и спадает от удаления от этой ячейки.

Как видно из результатов проведенного сопоставления на рисунках 2 -4, модуль восстановления потвэльного энерговыделения описывает энерговыделения в твэгах и твэлах, соседствующих с твэгами и конструкционными трубками с хорошей точностью.

В центральной части активной зоны реактора (кассеты, расположенные в четвертом ряду относительно границы и далее) максимальное отклонение не превышает 3 %.

Тестовая задача, на примере проведенного сопоставления, демонстрирует хорошую точность методики восстановления потвэльного энерговыделения.

Рисунок 3 - Отличие результатов потвэльного расчета в кассете № 2, %

Рисунок 4 - Отличие результатов потвэльного расчета в кассете № 28, %

В Главе 3 приводится описание тестового расчета реактивностной аварии с помощью комплекса ATHLET/BIPR-VVER с использованием модуля восстановления потвэльного энерговыделения. Рассматриваются изменения нейтронно-физических параметров активной зоны в аварийном процессе.

Для проведения моделирования нейтронно-физических переходных процессов модуль восстановления в составе программы БИПР-8 был интегрирован в программный комплекс ATHLET/BIPR-WER.

В качестве исходного события была выбрана проектная авария «выброс ОР СУЗ управляющей группы из активной зоны реактора». Под выбросом ОР СУЗ управляющей группы понимается внезапное быстрое перемещение стержня ОР СУЗ из начального в крайнее верхнее положение. В рассматриваемом процессе для достижения большей неравномерности поля энерговыделений работа аварийной защиты не моделировалась. Параметры модельной задачи перед исходным событием приводятся в диссертации.

В работе соискателем представлено моделирование исходного события для состояния реактора на полной мощности и на Минимально контролируемом уровне (МКУ) мощности. Состояние на МКУ мощности интересно тем, что в этом состоянии вес выбрасываемого стержня ОР СУЗ рабочей группы больше чем в состоянии на полной мощности. Это приводит к большей относительной деформации нейтронного поля во время аварийного процесса.

Изменение мощности реактора в переходном аварийном процессе для состояния на МКУ мощности показано на рисунке 5.

Как показано на рисунке 6 потвэльное энерговыделение рассчитывалось в кассете № 93, граничащей с кассетой, из которой выбрасывается стержень ОР СУЗ. Для рассмотрения была выбрана кассета № 93, т.к. из-за ее близости к кассете, из которой выбрасывается стержень ОР СУЗ, в ней достигается наибольшее изменение распределения потвэльного энерговыделения.

MWt 650 600 550 5 00 450 400 350 300 250 200 150 100 50 0

158 159 160 161 162 163 149 150 151 152 153 154 155 156 157 139 140 141 142 143 144 145 146 147 148 128 129 130 131 132 133 134 135 136 137 138 116 117 118 119 120 121 122 123 124 125 126 127 103 104 105 Щ 107 108 109 110 111 112 113 114 115 89 90 91 92 94 95 96 97 98 99 100 101 102

76 77 78 79 80 81 82 83 84 85 86 87 88 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 7 8 9 10 11 12 13 14 15 1 2 3 4 5 6

■ Кассета, из которой Кассета, с восстановленным

выбрасывается ОР СУЗ энерговыделением

Рисунок 6 - Картограмма активной зоны реактора

Распределения потвэльного энерговыделения перед исходным событием и в момент времени 0,97 с (пик мощности реактора) показаны на рисунках 7 и 8.

/\

\

\

\

0 0 12 14 16 18 2

time.s

Рисунок 5 - Мощность реактора

Рисунок 7 - Распределение относительных энерговыделений в кассете № 93 перед началом переходного процесса

Рисунок 8 - Распределение относительных энерговыделений в кассете № 93 в момент времени 0,97 с после начала переходного процесса (пик мощности)

Как видно из рисунков, результаты модуля восстановления потвэльного энерговыделения соответствуют характеру моделируемого процесса и местоположению рассматриваемой кассеты относительно кассеты, из которой выбрасывается ОР СУЗ (в ней находится пик мощности в аварийном процессе).

Полученные с помощью модуля восстановления результаты дают более детальную информацию о распределении нейтронного поля в ходе переходного процесса и позволяют определить самый теплонапряженный твэл в выбранной кассете.

В Главе 4 обсуждается применение потвэльного энерговыделения, полученного с помощью модуля восстановления, для описания параметров состояния топлива (температура топлива и оболочки твэлов, энтальпия топлива, запас до кризиса теплообмена) в переходных аварийных процессах. В работе показаны результаты для температуры топлива и минимального запаса до кризиса теплообмена.

Для модельной задачи, представленной в Главе 3, соискателем было проведено сравнение параметров состояния топлива, полученных с помощью модуля восстановления с параметрами, полученными по различным моделям описания энерговыделения в твэлах в переходных процессах.

Моделирование аварийного процесса с применением нодального нейтронно-физического расчета проводилось с помощью программного комплексу ATHLET/BIPR-WER. Параметры состояния топливных элементов рассчитывались теплогидравлической частью комплекса: кодом ATHLET с учетом энерговыделения этих топливных элементов, рассчитанных нейтронно-физической частью комплекса: кодом БИПР-8. Моделирование процесса с использованием точечной кинетики осуществлялось отдельно с помощью кода ATHLET. Параметры состояния топливных элементов рассчитывались в Горячих каналах (ГК), которые в нодальном расчете были выделены в наиболее теплонапряженной в данном аварийном процессе кассете № 117.

Рассмотренные модели расчетов твэлов показаны в таблице № 1. Таблица 1. Используемые модели описания твэл в переходном процессе.

№ Модель нейтронно-физического расчета реактора Модель описания твэла

ГК 1 Нодальный расчет Восстановление потвэльного энерговыделения. Использовалось энерговыделение в твэле № 29 кассеты 117 (наиболее теплонапряженный твэл в переходном процессе)

ГК 2 Нодальный расчет Кассета 117, твэл со средним энерговыделением на протяжении всего переходного процесса (относительное энерговыделение равно 1,0 и не изменяется в переходном процессе)

ГКЗ Нодальный расчет Кассета 117, твэл с максимально допустимой линейной мощностью в стационарном состоянии 448 Вт/см, при условии не превышения суммарной мощности 113 кВт (относительное энерговыделение находится в стационарном состоянии и не изменяется в переходном процессе)

ГК4 Точечная кинетика Твэл с максимально допустимой мощностью в стационарном состоянии перед аварийным процессом 113 кВт

Изменения мощности в ходе аварийного процесса в расчетах с трехмерной и точечной кинетикой показаны на рисунке 9. Изменения максимальной температуры топлива для четырех расчетных моделей описания твэла показаны на рисунке 10.

Рисунок 9 - Мощность реактора, МВт

Рисунок 10 - Максимальная температура топлива для четырех расчетных моделей описания твэла

Таблица 2. Параметры, достигнутые в переходном аварийном процессе

№ Максимальная температура топлива, °С Минимальный запас до кризиса теплообмена, отн. ед. Относительное энерговыделение в твэле, отн. ед.

ГК 1 1277 2,04 1,09

ГК 2 1171 1,86 1,00

ГКЗ 1795 1,00 1,43

ГК 4 1333 1,15 1,00

Из результатов проведенного расчета видно, что температура топлива, полученная с применением модуля восстановления, ниже температуры топлива, полученной при использовании модели твэла с максимальной допустимой мощностью в нодальном расчете и модели точечной кинетики. Это объясняется тем, что относительное энерговыделение, рассчитанное с помощью модуля восстановления в самом энергонапряженном твэле, оказывается меньше относительного энерговыделения, которое приписывается твэлу, чтобы сделать его соответствующим максимальной линейной мощности 448 Вт/см в нодальном расчете. А также, мощность твэла в стационарном состоянии перед аварийным процессом, рассчитанная с помощью модуля восстановления, оказывается меньше мощности твэла, описываемого точечной кинетикой.

Для рассмотренного выше аварийного процесса соискателем были проведены расчеты при варьировании основных нейтронно-физических параметров, влияющих на его протекание: эффективности выбрасываемого ОР СУЗ и коэффициента реактивности по температуре топлива. К номинальным значениям этих параметров были добавлены положительные и отрицательные возмущения. Рассматривались результаты, полученные в четырех ГК, описываемых выше.

Значения варьируемых параметров и результатов расчетов представлены в таблице 3.

Приняты следующие сокращения:

эффективность выбрасываемого ОР СУЗ, %; иТС — коэффициент реактивности по температуре топлива, 10"5 1/°С; Т1...4-максимальная температура топлива в ГК№ 1...4, °С. Таблица 3. Значения варьируемых параметров и максимальной

№ Е» итс Т1 Т2 ТЗ Т4

расчета

1 0,2 -5,04 1149 1050 1549 1304

2 0,3 -5,04 1243 1145 1716 1329

3 0,4 -5,04 1338 1229 1752 1360

4 0,2 -4,20 1198 1101 1601 1307

5 0,3 -4,20 1277 1171 1795 1333

6 0,4 -4,20 1397 1282 1832 1368

7 0,2 -3,36 1210 1116 1613 1312

8 0,3 -3,36 1333 1232 1802 1340

9 0,4 -3,36 1467 1348 1883 1377

В зависимости от значений эффективности выбрасываемого ОР СУЗ и коэффициента реактивности по температуре теплоносителя меняются результаты расчетов параметров топлива. При характерных для ВВЭР сочетаниях эффективности выбрасываемого ОР СУЗ и значений Допплер коэффициента реактивности для реактора на номинальной мощности амплитуда импульса мощности составляет от 1,5 до 2,3 относительно исходной мощности, а полуширина импульса составляет 0,5 - 1,0 секунды.

Наиболее консервативные параметры достигаются в расчете № 9, которому соответствует эффективность выбрасываемого ОР СУЗ 0,4 % -наибольшая в расчетах и наименьшего коэффициента реактивности по температуре топлива - минус 3,36 ■ 10"5 1/°С.

Результаты, полученные с варьированием параметров, подтверждают результаты, полученные ранее. Параметры топлива в ГК № 1 менее консервативны, чем в ГК № 3, что объясняется повышенной мощностью твэл вГК№3.

В Заключении приводятся основные результаты работы.

Выводы

• Разработана методика и программный модуль восстановления потвэльных полей энерговыделения и проведена интеграция модуля восстановления в программу БИПР-8;

• Подготовлено константное обеспечение для модуля восстановления;

• На примере сопоставительных расчетов с аттестованными программами, использующимися в проектных расчетах, продемонстрирована хорошая точностью модуля восстановления в стационарных режимах;

• Модуль восстановления, в составе БИПР-8, был интегрирован в физико-теплогидравлический программный комплекс ATHLET/BIPR-VVER;

• Полученные с помощью модуля восстановления результаты дают более детальную информацию о нейтронном поле в ходе переходного процесса и позволяют определить самый теплонапряженный твэл в рассматриваемых кассетах;

• Параметры состояния топливных элементов в переходных аварийных процессах, вычисленные с применением результатов модуля восстановления, учитывают изменение формы нейтронного поля внутри топливных кассет и дают более детальное описание состояния топлива в реакторе по сравнению с расчетами, полученными только с помощью нейтронно-физической нодальной схемы.

Публикации по теме диссертации

Публикации в издании, рекомендованном ВАК России:

1. Гордиенко П.В. Методика восстановления потвэльных полей энерговыделения в активной зоне реактора типа ВВЭР для программы БИПР-8. / Гордиенко П.В., Коцарев A.B., Лизоркин М.П. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. - 2012. - № 4 с 26. Материалы конференций:

2. Gordienko P. The recovery procedure of pin-by-pin fields of power distribution in the core of WER type of reactors for the program BIPR-8. / Gordienko P., Kotsarev A., Lizorkin M. // AER Working Group D workshop, 06-12 may,

Karlsruhe. [Электронный ресурс]/ AER Working Group D - Germany, 2012 - 1 электрон, опт. диск (CD-ROM)

3. Gordienko P. The recovery procedure of pin-by-pin fields of power distribution in the core of VVER type of reactor for the program BIPR-8. / Gordienko P., Kotsarev A., Lizorkin M. // Verification calculations. Symposium of AER, 1-5 october, Pmhonice. [Электронный pecypc]/AER - Czech Republic, 2012 - 1 электрон. Опт. Диск (CD-ROM)

4. Gordienko P. The results of the test problems for the recovery procedure of pin-by-pin fields for BIPR-8. / Gordienko P.; Kotsarev A., Lizorkin M. // AER Working Group D workshop, 10-11 april, Paris. [Электронный ресурс]/ AER Working Group D - France, 2013-1 электрон. Опт. Диск (CD-ROM)

5. Gordienko P. Results of test calculation reactivity accidents in WER obtained using recovery module pin-by-pin fields of power, as part of a program complex ATHLET/BIPR-WER. / Gordienko P., Kotsarev A., Lizorkin M. // Symposium of AER, September 30 - October 4, Strbske pleso. [Электронный pecypc]/AER -Slovakia, 2013-1 электрон. Опт. Диск (CD-ROM)

Автор диссертации выражает глубокую признательность своему научному руководителю Михаилу Петровичу Лизоркину и благодарит сотрудников НИЦ «Курчатовский институт» за полезные советы и помощь в работе.

Подписано в печать 24.02.2014. Формат 60x90/16 Печать цифровая. Усл. печ. л. 1,75 Тираж 70. Заказ 14

Отпечатано в НИЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

НИЦ «КУРЧАТОВ СКИИ ИНСТИТУТ»

04г?01457144 ^а пРавахРУкописи

Гордиенко Павел Владимирович

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ НЕИТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРАХ ВВЭР С ПОТВЭЛЬНОЙ

ДЕТАЛИЗАЦИЕЙ

Специальность 05.14.03 - «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук

Научный руководитель -доктор технических наук М.П. Лизоркин

Москва 2014

СОДЕРЖАНИЕ

ГЛАВА 1

1.1 1.2

1.3

1.4

1.5

1.6 1.6

ГЛАВА2

2.1

2.2

2.3

2.4

ГЛАВА 3

3.1

3.2

3.3

МЕТОДИКИ 20 ПОТВЭЛЬНОГО

21 23

25

26 30 33

ВВЕДЕНИЕ

ОПИСАНИЕ РАСЧЕТНОЙ

ВОССТАНОВЛЕНИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ Описание нодального расчета БИПР-8 Восстановление асимптотической моды Восстановление переходной моды Подготовка потвэльной библиотеки Аппроксимация потвэльных констант Получение потвэльного поля энерговыделений Реализация модуля восстановления в коде программы 33 БИПР-8

ПРОВЕРОЧНЫЕ РАСЧЕТЫ МОДУЛЯ 39

ВОССТАНОВЛЕНИЯ

Проверочный расчет одной топливной кассеты Проверочный расчет активной зоны Повышение точности модуля восстановления с помощью 55 учета потвэльных выгораний

Анализ полученых результатов 60

РЕЗУЛЬТАТЫ ПОТВЭЛЬНОГО НЕЙТРОННО- 61 ФИЗИЧЕСКОГО РАСЧЕТА ПЕРЕХОДНОГО АВАРИЙНОГО ПРОЦЕССА

Описание моделируемого переходного процесса 61

Исходное состояние РУ на мощности перед началом 62 переходного процесса

Результаты моделирования переходного процесса на 65 мощности РУ

39 43

3.4 Исходное состояние РУ на МКУ мощности перед 71 началом проектной аварии

3.5 Результаты моделирования переходного процесса на 74 МКУ мощности

ГЛАВА 4 РЕЗУЛЬТАТЫ ПРИМЕНЕНИЯ МОДУЛЯ 80

ВОССТАНОВЛЕНИЯ ПРИ ОПИСАНИИ

ПАРАМЕТРОВ СОСТОЯНИЯ ТОПЛИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ В АВАРИЙНЫХ ПРОЦЕССАХ

4.1 Модели описания твэла, с которыми сравнивался расчет 80 с помощью модуля восстановления

4.2 Описание моделируемого переходного процесса 82

4.3 Результаты моделирования переходного процесса 83

4.4 Расчет переходного процесса с варьированием основных 87 нейтронно-физических параметров РУ

4.5 Обобщение полученных результатов для рассмотренных 92 моделей описания твэла

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 94

ЛИТЕРАТУРА 97

ВВЕДЕНИЕ

АЭС с реакторами ВВЭР получили широкое распространение и эксплуатируются как в России, так и за рубежом. На сегодняшний момент существуют проекты строительства новых блоков реакторов ВВЭР во многих странах. Для поддержания высокого уровня конкурентоспособности происходит совершенствование уже эксплуатирующихся реакторов. Увеличивается эффективность и длительность топливных циклов, повышается мощность Реакторной установки (РУ).

Проекты по строительству новых блоков АЭС с ВВЭР, а также проекты по повышению эффективности уже построенных реакторов требуют проведения технического обоснования безопасности (ТОБ). В рамках ТОБ оцениваются последствия реактивностных аварий, возможных в реакторах ВВЭР. К реактивностным авариям относятся, например, следующие исходные события:

- Неуправляемое извлечение группы Органов регулирования Системы управления и защиты (ОР СУЗ) из реактора [1];

- Выброс стержня ОР СУЗ из реактора;

- Рассогласование стержней ОР СУЗ.

Безопасность реакторной установки в анализах безопасности оценивается путем сравнения параметров состояния топливных элементов, полученных при моделировании реактивностных аварий, с требованиями приемочных критериев. К приемочным критериям, в частности, относятся ограничения на предельно допустимые значения температуры топлива, оболочки твэлов, усредненной по сечению топливной таблетки энтальпии топлива и запаса до кризиса теплоотдачи.

Для моделирования реактивностных аварий в рамках ТОБ проектов реакторов ВВЭР и топливных циклов ВВЭР в НИЦ «Курчатовский институт» широко применяется физико-теплогидравлический программный комплекс АТНЬЕТ/ВГРЯ-УУЕК [2].

Параметры состояния топливных элементов (температура топлива и оболочки твэл, энтальпия топлива, запас до кризиса теплообмена) определяются в процессе связанного физико-теплогидравлического моделирования поведения РУ в аварийных событиях. В расчетах комплекса ATHLET/BIPR-VVER нейтронно-физическое моделирование реактора в стационарных состояниях и переходных аварийных процессах проводится программой БИПР-8 [3], теплогидравлическое моделирование реактора, первого, второго контура и систем безопасности проводится программой ATHLET [4, 5].

Программа БИПР-8 проводит нодальное (покассетное) двухгрупповое нейтронно-физическое моделирование активной зоны реактора. Библиотеки гомогенезированных нейтронно-физических характеристик топливных кассет для БИПР-8 подготавливаются спектральной программой ТВС-М.

Топливные кассеты реакторов ВВЭР содержат в своих конструкциях значительные неоднородности. Конструкционные каналы, поглощающие элементы и твэлы с различным обогащением влияют на структуру нейтронного поля внутри кассет. В анализах реактивностных аварий, проводимых по комплексу ATHLET/BIPR-VVER, для расчета экстремальных параметров состояния топливных элементов, в наиболее теплонапряженной топливной кассете выделяется Горячий канал (ГК). ГК соответствует твэлу, которому в стационарном состоянии перед началом аварийного процесса приписывается относительное энерговыделение, соответствующее предельно допустимой линейной мощности твэла, определенной в проекте. В ходе моделирования переходного процесса относительное энерговыделение в ГК не меняется.

Расчет распределения потвэльного энерговыделения, его изменения в переходных аварийных процессах и использование его при моделировании ГК является актуальной задачей для анализа реактивностных аварий с помощью комплекса ATHLET/BIPR-VVER.

В различных организациях используются и другие программные комплексы для моделирования реактивностных аварий: Тигр-1 (НИЦ КИ) [6], ТРАП-КС (ГИДРОПРЕСС) [7], НОСТРА (НИЦ КИ) [8], РАДУГА (НТЦ ЯРБ) [9]. Эти программные комплексы проводят нейтронно-физический расчет активной зоны реактора с покассетной детализацией и на данный момент не имеют возможности моделировать реальное изменение распределения потвэльного энерговыделения в ходе переходных аварийных процессов.

Помимо упомянутых ^омпдекбов, в НИЦ КИ разработан комплекс БАРС [10, 11], способный проводить моделирование аварийных процессов в реакторах ВВЭР с потвэльной детализацией. Однако, расчеты аварийных процессов с потвэльной детализацией занимают существенное время (сутки и более). Кроме того, подобные расчеты по программе БАРС не проводились на протяжении нескольких последних лет.

При этом программные коды, которые проводят потвэльный нейтронно-физический расчет активной зоны в стационарных режимах (ПЕРМАК-А [12], МСи [13]), не имеют возможности моделировать изменение потвэльного энерговыделения в ходе аварийного переходного процесса в РУ.

Более подробное описание упомянутых программных комплексов приводится далее.

Использование в программе БИПР-8 суперпозиции пробных функций для поиска решения нейтронного потока, делает возможным восстановление гомогенного решения для нейтронных потоков внутри нодов [14, 15]. При этом учет локальной структуры топливных кассет позволяет рассчитывать потвэльные энерговыделения в активных зонах реакторов ВВЭР. Такой способ может быть использован как в стационарных состояних реактора, так и в расчетах изменения потвэльного энерговыделения в переходных аварийных процессах.

Целью диссертационной работы является создание методики, позволяющей проводить нейтронно-физический расчет распределения

потвэльного энерговыделения в быстрых аварийных процессах в реакторах ВВЭР. При этом методика должна обладать следующими свойствами:

- Расчет распределения потвэльного энерговыделения должен являться * частью связанного физико-теплогидравлического расчета реакторной установки по программному комплексу АТНЬЕТ/ВТРК-УУЕК;

- Результаты потвэльного расчета должны использоваться для определения параметров состояния топлива (температура и энтальпия топлива, температура оболочки твэл и запас до кризиса теплообмена);

- Расчет распределения потвэльного энерговыделения должен занимать приемлемое время.

Для достижения этой цели соискателем была разработана методика восстановление потвэльного энерговыделения в программе БИПР-8. Под восстановлением потвэльного энерговыделения в программе БИПР-8 понимается процедура, в которой вначале для каждого твэла (твэга) определяются значения гомогенных нейтронных потоков в двух энергетических группах, а затем для определения потвэльного энерговыделения для каждого твэла (твэга) суммируются по энергетическим группам произведения гомогенных нейтронных потоков, потвэльных макроскопических сечений энерговыделения и относительных потвэльных потоков, которые заранее подготавливаются спектральной программой ТВС-М [16, 17].

В рассматриваемом ноде потвэльное энерговыделение рассчитывается следующим образом:

лспек ^ччспек

д = Ф]Г .£ V ' • + ф™ • * V ' •

г -*<спек I -г спек

ф спек фс

где, q - энерговыделение в твэле (твэге);

Фг°м и Фг™ - гомогенные решения для потоков нейтронов быстрой и тепловой энергетических групп в твэле (твэге) (рассчитываются программой БИПР-8);

и - потвэльные макроскопические сечение энерговыделения в твэле

(твэге) для быстрой и тепловой энергетических групп (рассчитываются спектральной программой ТВС-М);

фспст фспе/с

—— и -1— - отношения потоков нейтронов в твэле (твэге) к среднему потоку в

гъ.спек лспек

Ч1/ ^Т

топливной кассете в быстрой и тепловой энергетических группах (рассчитываются спектральной программой ТВС-М);

Научная новизна работы заключается в том, что методика восстановления потвэльных полей энерговыделения впервые позволяет на основе нодального (покассетного) нейтронно-физического расчета определять изменения потвэльного энерговыделения в быстрых переходных процессах. Впервые в массовых проектных расчетах реакторов ВВЭР появляется возможность проводить нейтронно-физический расчет распределения потвэльного энерговыделения при моделировании реактивностных аварий в реакторах ВВЭР.

При расчетах анализа безопасности реакторов ВВЭР учитываются неопределенности основных параметров РУ, которые влияют на протекание авариных переходных процессов [18]. В общем, к таким параметрам относятся нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора, теплогидравлические характеристики РУ и функционирование аварийного оборудования РУ. К нейтронно-физическим характеристикам относятся: номер топливной кампании и момент времени топливной кампании, коэффициенты реактивности по температуре топлива и теплоносителя, аксиальный офсет, положение рабочей группы ОР СУЗ. К теплогидравлическим характеристикам относятся: давнение теплоносителя на входе в реактор, расход теплоносителя через реактор, температура теплоносителя на входе в реактор.

Учет неопределенностей основных параметров РУ приводит к необходимости проведения серии расчетов исходного аварийного события, которое моделируется в рассматриваемой РУ, с различными наборами

параметров, неопределенности которых учитываются в расчете. Серии расчетов могут состоять из 100 и более расчетов для каждого исходного состояния. При этом важную роль играет время, занимаемое для проведения серии расчетов. Применение модуля восстановления потвэльного энерговыделения в комплексе АТНЬЕТ/В1Р11-УУЕ11 приводит к незначительному увеличению времени расчетов и может быть использовано в сериях расчетов.

Существует проект интеграции в программный комплекс АТНЬЕТ/ВТРЯ-УУЕЯ термомеханического модуля, который предназначен для описания термомеханического состояния топлива и оценки возможности повреждения твэлов в аварийных процессах. Целью создания модуля в рамках программного комплекса АТНЪЕТ/В1РК-УУЕ11 является оценка числа и места в активной зоне реактора разгерметизировавшихся твэлов (твэгов) в процессе аварий в реакторах ВВЭР. Термомеханические расчеты используют распределения потвэльного энерговыделения. Для этих целей могут быть использованы-результаты потвэльного расчета, полученные с помощью модуля восстановления.

Практическая значимость диссертационной работы заключается в том, что использование распределения потвэльного энерговыделения для расчета параметров состояния топлива, которые сравниваются с требованиями приемочных критериев (температура и энтальпия топлива, температура оболочки твэл и запас до кризиса теплообмена), позволит повысить детализацию описания параметров состояния.

Распределения потвэльного энерговыделения позволяет оценить возможность повреждения твэлов, количество поврежденных твэлов и выход активности в теплоноситель во время проведения анализа безопасности.

Для расчетов потвэльного энерговыделения был создан модуль восстановления, который интегрирован в код БИПР-8. В программу ТВС-М были внесены изменения, позволяющие подготавливать потвэльную библиотеку для модуля восстановления. Для расчетов аварийных процессов

модуль восстановления в составе кода БИПР-8 был интегрирован в программный комплекс АТНЬЕТ/В1Р11-УУЕК.

Достоверность представленных в диссертационной работе результатов

обоснована теоретическим анализом и результатами расчетов стационарных состояний, полученных с помощью модуля восстановления, в сравнении с результатами аттестованных программ, проводящих стационарные нейтронно-физические расчеты потвэльного энерговыделения.

Параметры состояния топливных элементов в аварийных переходных процессах, полученные с использованием модуля восстановления, сравнивались с соответствующими параметрами состояния, полученными при использовании моделей описания твэлов, применяемых в анализе безопасности на данный момент.

В диссертации дается описание и выносится на защиту работа соискателя по разработке методики восстановления потвэльных полей энерговыделения в активных зонах реакторов ВВЭР.

Личный вклад автора включает в себя:

- Развитие методики восстановления потвэльных полей энерговыделения для реакторов типа ВВЭР в программе БИПР-8;

- Создание модуля восстановления и его интеграция в код программы БИПР-8;

- Разработка в программе ТВС-М формата нейтронно-физической библиотеки для потвэльного расчета;

- Проведение верификационных расчетов модуля восстановления в стационарных состояниях;

- Интеграция модуля восстановления, в составе программы БИПР-8, в физико-теплогидравлический программный комплекс АТНЬЕТ/ВГРК-УУЕК;

- Проведение тестовых расчетов нестационарных процессов.

Апробация работы

Основные результаты опубликованы в ведущем рецензируемом, рекомендованном в перечне ВАК издании, а также докладывались на 4 международных конференциях и на НТС отделения ВВЭР НИЦ «Курчатовский институт».

Ниже приводится обзор основных программ, использующихся в отделении ВВЭР Курчатовского Института для нейтронно-физического расчета и обзор программ и программных комплексов, применяемых для моделирования реактивностных аварий как в России, так и за рубежом.

Спектральная программа ТВС-М - предназначена для расчета нейтронно-физических характеристик однородных топливных решеток и топливных кассет реакторов типа ВВЭР. А также для подготовки константного обеспечения программ типа БИПР и программы ПЕРМАК. Она использует библиотеку ядерных данных, практически полностью основанную на тех же файлах оцененных ядерных данных, что и библиотека БЬС/МС1ЮАТ-1.0.

Расчет характеристик всей кассеты основывается на расчетах однородных решеток, из которых состоит кассета. Пространственный расчет распределения нейтронов в однородных решетках выполняется посредством разбиения ячейки на произвольное число геометрических зон и использования Метода Вероятности Пропускания для расчета пространственного распределения. Этот метод основан на расчете вероятности вылета из зоны, пролета через зону и первого столкновения в зоне для падающего на границу зоны нейтрона. Рассчитывается так же вероятность нейтрону, рожденному в зоне с однородным и изотропным распределением, испытать в ней первое столкновение или выйти из зоны. Эти вероятности позволяют определить обычные вероятности первых столкновений и с их помощью рассчитать пространственное распределение нейтронов.

Расчет макроконстант каждой кассеты выполняется с групповыми микроконстантами, полученными из расчета нейтронно-физических характеристик для данного типа решетки.

Программа допускает произвольный режим независимого изменения параметров кассеты в процессе выгорания: температуры топлива; температуры воды; плотности воды; содержания бора в воде; мощности кассеты.

ПЕРМАК - малогрупповая мелкосеточная д