автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.18, диссертация на тему:Разработка алгоритмов и программ решения уравнения переноса в ядерных реакторах методом поверхностных гармоник

Федеральное государственное учреждение Российский научный центр «Курчатовский институт»

На правах рукописи УДК 621.039.5

БОЯРИНОВ Виктор Федорович

РАЗРАБОТКА АЛГОРИТМОВ И ПРОГРАММ РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЯ ПЕРЕНОСА В ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ МЕТОДОМ ПОВЕРХНОСТНЫХ ГАРМОНИК

Специальность 05.13.18 — математическое моделирование, численные методы и комплексы программ

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва — 2009

003481286

Работа выполнена в Институте ядерных реакторов Российского Научного Центра «Курчатовский институт».

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук, Краюшкин Александр Викторович

Доктор технических наук Точеный Лев Васильевич

Доктор физико-математических наук, профессор Щукин Николай Васильевич

Ведущая организация:

Институт прикладной математики им. М. В. Келдыша РАН

Зашита состоится «_»_20 г. в_час_мин

на заседании диссертационного совета Д520.009.06 при РНЦ «Курчатовский институт» по адресу: 123182, Москва, пл. И.В. Курчатова 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «_»_2009г.

Ученый секретарь диссертационного сов Д.т.н., профессор

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

В связи с планируемым ускорением развития ядерной энергетики возрастают требования к ее безопасности, и, следовательно, к точности, надежности и оперативности предсказания поведения ядерных энергетических объектов в различных ситуациях. За последние годы происходило заметное развитие методов, алгоритмов и расчетных кодов для решения уравнения переноса излучения для различных ядерных приложений, связанное в первую очередь с бурным развитием вычислительной техники, с появлением возможности рассчитывать прямыми численными методами задачи большой размерности, например, полномасштабные ядерные энергетические реакторы. Методы решения уравнения переноса излучения можно разделить на следующие группы:

- Метод Монте-Карло.

- Прямые детерминистические методы: метод характеристик, Бм метод, метод вероятностей первых столкновений и др.

- Инженерные методы: как правило, в той или иной форме используют приближение пространственной гомогенизации, диффузионный или нодальный диффузионный метод, сочетание прямых и нодальных диффузионных методов.

Решение уравнения переноса нейтронов во всем объеме современных ядерных реакторов даже на современных компьютерах является достаточно тяжелой задачей. При этом, прямые детерминистические методы, такие как метод характеристик, метод и другие, в принципе, с такой задачей справляются, но, как правило, с весьма значительными вычислительными затратами.

Инженерные подходы, как правило, основываются на том или ином механизме пространственной гомогенизации и дальнейшем решении системы малогрупповых диффузионных уравнений, в том числе и с привлечением нодальных методов. При этом, вычислительные затраты инженерных подходов вполне удовлетворительные. Приемлемая точность расчета достигается за счет настройки инженерных программ на расчеты определенных состояний конкретного аппарата с помощью корректирующих параметров, основанных на результатах более точных расчетов, на результатах экспериментов на сборках и стационарных измерений на реакторах. Однако даже используемые в этих программах поправки не гарантируют корректного описания поведения реактора вдали от этих состояний и при аварийных ситуациях.

Поэтому очень важными являются работы, нацеленные на замену инженерных методов и программ расчета реактора на методы и программы нового поколения, не использующие метод гомогенизации и диффузионное приближение, решающие уравнение переноса во всем объеме реактора непосредственно на основе файлов ядерных данных и при этом имеющие небольшие вычислительные затраты. Данная диссертация делает крупный шаг в этом направлении.

Особое место среди методов решения уравнения переноса занимает метод поверхностных гармоник (МПГ), предложенный проф. Н.И. Лалетиным. Метод поверхностных гармоник занимает промежуточное место между детерминистическими и инженерными методами и обладает достоинствами первых по точности расчета и вторых по вычислительным затратам. Метод поверхностных гармоник является методом решения уравнения переноса нейтронов во всем объеме ядерного реактора и позволяет заменить решение одной задачи большой размерности

на решение большого числа задач существенно меньшей размерности и, как следствие, имеет небольшие вычислительные затраты.

Важной особенностью метода поверхностных гармоник является то, что уже в низших приближениях метода достигаются приемлемые для практики точности расчета основных нейтронно-физических функционалов, сравнимые с точностями прямых детерминистических методов, и небольшие вычислительные затраты, сравнимые с вычислительными затратами инженерных методов. Это связано, в первую очередь, с тем, что пробные решения упорядочены по степени их важности, по степени их влияния на основные нейтронно-физические функционалы. В начале 90-х годов, когда начиналась работа над данной диссертацией, уже были заложены основные положения метода поверхностных гармоник: получены основные двумерные и трехмерные конечно-разностные уравнения для разных типов решеток, разработаны программы для расчета симметричных и антисимметричных пробных решений в гетерогенных ячейках.

Однако программная реализация полученных конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник практически отсутствовала. Поэтому проверка полученных уравнений проводилась с использованием существующих программ решения конечно-разностного группового уравнения диффузии с дополнительными приближениями и только с использованием первых трех пробных решений. Кроме этого, возникала необходимость получения дополнительных конечно-разностных уравнений, в частности, уравнений для конечных по высоте систем и др., а также необходимость разработки алгоритмов реализации этих уравнений как внутри TBC, так и во всем реакторе. Поэтому актуальной является решение крупной научной проблемы по повышению точности, надежности и оперативности предсказания нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов в различных ситуациях путем разработки эффективных методик и алгоритмов метода поверхностных гармоник.

Цель работы - повышение точности, надежности и оперативности предсказания нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов путем разработки эффективных алгоритмов метода поверхностных гармоник, сочетающих в себе достоинства прямых детерминистических методов по точности расчета и инженерных методов по вычислительным затратам, их программной реализации, верификации и применения для решения нейтронно-физических задач.

Для достижения поставленной цели автор решил следующие задачи:

1. Развитие метода поверхностных гармоник, получение новых конечно-разностных уравнений и разработка алгоритмов для двумерного и трехмерного расчета нейтронно-физических процессов в ядерных реакторах с квадратной и треугольной решетками.

2. Создание программного комплекса SUHAM, реализующего основные двумерные и трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник для реакторов с квадратной и треугольной решетками.

3. Детальная верификация разработанных методик и программного обеспечения, демонстрация применения и эффективности.

4. Разработка и внедрение эффективной уточненной методики подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР.

Научная новизна результатов работы состоит в следующем:

- Разработаны и программно реализованы алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник в ядерных реакторах с квадратной и треугольной решетками с разным числом пробных матриц на каждую ячейку.

- Разработаны и программно реализованы алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в TBC реакторов с треугольной решеткой.

- Получены формулы для трехэтапного расчета двумерного реактора с шестигранными TBC методом поверхностных гармоник, а также формулы расчета локальных нейтронно-физических функционалов.

- Получены новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник.

- Создан комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах, реализующий конечно-разностные уравнения МПГ, описанные в диссертации. Проведены:

> детальная верификация комплекса SUHAM на большом числе бенчмарков;

> исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек;

> исследование влияния высших пространственных гармоник на точность расчета;

> применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО;

- Разработана и внедрена в практику расчетов ГТ-МГР в РНЦ КИ и ОКБМ эффективная уточненная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР.

Достоверность и обоснованность уравнений, формул, алгоритмов и комплекса программ SUHAM подтверждена большим объемом верификационного материала для ядерных реакторов разных типов.

Практическая ценность полученных результатов определяется, во-первых, тем, что уравнения, формулы и алгоритмы ориентированы на любые типы реакторов, которые характеризуются регулярной решеткой того или иного типа, и, во-вторых, тем, что практически все уравнения и формулы программно реализованы (комплекс SUHAM) и верифицированы.

Проведено исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек. Показана важность учета гетерогенных эффектов при расчете весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

Разработанная поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР внедрена в практику расчетов ГТ-МГР в РНЦ КИ и ОКБМ. Использование разработанной методики позволило снизить погрешность расчета критичности TBC ГТ-МГР до 1 %.

Апробация работы

Основные положения диссертации докладывались на следующих конференциях и семинарах:

- Семинары по проблемам физики реакторов (МИФИ, СОЛ "ВОЛГА", 1995, 2002, 2004,2006,2008);

- Семинары по нейтронно-физическим проблемам атомной энергетики "НЕЙТРОНИКА" (г. Обнинск, 1999, 2004, 2005,2006, 2007, 2008);

- Международные конференции по математическим методам и расчетам ядерных реакторов М&С (Саратога, США, 1997; Мадрид, Испания, 1999; Гатлинбург, США, 2003; Авиньон, Франция, 2005; Монтерей, США, 2007; Саратога, США, 2009);

- Международные конференции по физике ядерных реакторов "PHYSOR" (Марсель, Франция, 1990; Сеул, Корея, 2002; Ванкувер, Канада, 2006; Интерлэйкен, Швейцария, 2008);

- Международные конференции по ядерным технологиям, Kerntechnik (Карлсруе, Германия, 1999; Бон, Германия, 2000);

- 2П международный тематический семинар по технологии ВТГР, INET (Пекин, Китай, 2004).

- Международные семинары OECD/NEA по анализу расчетной неопределенности при моделировании реакторов (Пиза, Италия, 2006; Гарчинг, Германия, 2008).

- 3a международный семинар OECD/NEA по реакторным системам (Париж, Франция, 2006).

Отдельные части представленной работы отмечены премией ИАЭ им. И.В. Курчатова за лучшую научную работу в 1997 г.

Публикации

По результатам исследований опубликовано 55 работ, в том числе 15 в ведущих рецензируемых научных журналах.

Личный вклад автора

Все основные результаты диссертации получены лично автором.

Автору диссертации принадлежат:

- Программно реализованные и верифицированные алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник в ядерных реакторах с квадратной и треугольной решетками с разным числом пробных матриц на каждую ячейку.

- Алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в TBC реакторов с треугольной решеткой.

- Формулы и программно реализованные алгоритмы расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерного реактора с шестигранными TBC.

- Новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник.

- Комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах и его верификация; комплекс SUHAM-U создан в рамках проекта МНТЦ под руководством и непосредственном участии автора.

- Исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек, а также влияния высших пространственных гармоник на точность расчета.

- Применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-300.

- Поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР и ее верификация.

Основные положения, выносимые на защиту

- Программно реализованные и верифицированные алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник в ядерных реакторах с квадратной и треугольной решетками с разным числом пробных матриц на каждую ячейку.

- Алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в TBC реакторов с треугольной решеткой.

- Формулы и программно реализованные алгоритмы расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерного реактора с шестигранными TBC и их верификация.

- Новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник.

- Комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах и его верификация.

- Исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек, а также влияния высших пространственных гармоник на точность расчета.

- Поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР и ее верификация.

Структура и объем работы

Диссертационная работа изложена на 265 страницах текста, включая 52 рисунка, 67 таблиц, состоит из введения, четырех глав, заключения, 5 приложений и списка литературы из 123 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность работы, формулируется цель, изложены научная новизна, практическая ценность, достоверность полученных результатов, личный вклад автора, а также положения, выносимые на защиту.

Первая глава посвящена двумерным уравнениям и алгоритмам метода поверхностных гармоник, реализованным в комплексе программ SUHAM.

Приведено новое изложение основ метода поверхностных гармоник, которое не меняет их сути, но, по мнению автора, более простое для понимания. Новое изложение основано на следующих положениях.

Если считать известными реальные граничные условия, которые реализуются в ядерном реакторе на границах всех ячеек, то расчет реактора сводится к отдельным расчетам всех ячеек с заданными граничными условиями. При этом решение одной задачи большой размерности сводится к решению большого числа задач существенно меньшей размерности. Граничное условие на внешней границе отдельной ячейки можно представить в виде линейной комбинации известных линейно-независимых граничных условий с неизвестными коэффициентами, а именно, в виде.

1.0 I /-о

где I'J' - неизвестные групповые амплитуды; I1" - векторы неизвестных групповых амплитуд.

T'J.' (г,) - система групповых векторов, определяющих модельные граничные условия;

Векторы распределены по границе ячейки по одной из координатных

функций (см. рисунки 1 и 2). По энергетическим группам - это система единичных векторов.

•г

lw

X f

л>

nc

Ä.

щ

Рисунок 1 - Схема втекания токов, соответствующая первым восьми координатным функциям для ячейки с квадратной границей

>ч

У<

w w

W

Рисунок 2 - Схема втекания токов, соответствующая первым шести координатным функциям для ячейки с гексагональной границей

В соответствии с этим представлением общее решение уравнения переноса в ячейке (или TBC) можно представить в виде линейной комбинации пробных групповых решений с теми же коэффициентами.

ф„, (?, п)=£ £ да (?, п)=£ ф,п (?, n)i("

б

Здесь «¡^'.'(г.й) - решение группового уравнения переноса нейтронов в ячейке (пробный групповой вектор) с граничным условием, определяемым вектором Т^(г,). Пробная матрица ф("(г,П) состоит из в пробных векторов ф'^г.П), §'=1,2,...,0.

Далее в первой главе приведена полученная автором система двумерных конечно-разностных уравнений МПГ для квадратной решетки с восемью пробными матрицами на каждую ячейку в том виде, в котором она реализована в комплексе БиЙАМ (подробный вывод приведен в Приложении 1 к диссертации).

Л.Ф, -Е4Ф,+§<0,=О г§ =-Л;Х<»-Л;Х<" -л;х<7)

Л0х +§(;>=о § = -л;Ф1-Л'3Х<;) + Л',Х|(,)

л,х >+£<2'Х + §<2>=0 § =-А;(Ф4-Х'")

Л3Х >+£?>Х + §«»=0 § = -Л'7(Ф,+Х,;))

Л„х Ч^'Х + ^4>=0 ' § =-л;х<;>-л;х<2> -л;х<;>

Л0х + §«=0 § =-л;х<4>-л;х<2) +л;х<3'

л,х + 8<6)=0 § —лда-х««)

л,х >-£</>Х + §'/'=0 =-л',(х<;чху>)

„х<" - неизвестные групповые векторы (являются функционалам

исходных неизвестных векторов Г"), связанные с разным законом втекания нейтронов в к-ю ячейку; Л,, Л,, Л', Л' - разные конечно-разностные операторы.

Конечно-разностные уравнения для меньшего числа пробных матриц являются частными случаями полученной системы. Для полученных конечно-разностных уравнений автором расписаны следующие граничные условия:

- граничное условие нулевых токов или потоков;

- альбедное граничное условие;

- периодическое граничное условие;

- неоднородные граничные условия заданных граничных токов или потоков.

Все перечисленные конечно-разностные уравнения с разным числом пробных матриц и с разными граничными условиями реализованы автором в комплексе программ БиНАМ.

Далее в первой главе приведены реализованные автором в комплексе программ БиНАМ двумерные конечно-разностные уравнения МПГ для треугольной решетки с шестью пробными матрицами на каждую ячейку и соответствующие граничные условия.

а0ф4-е4ф,+§(40)=о л.ху'+^'х''»+§<;>=о

ЛгХ'2,+1<"Х<2,+§<2,=0

§<<" = - л'2х<2> + л;х((31 §<" =-л;ф4 +л;х<2> -л;х<» §<2>=-л;Ф4+Л;Х<'>-Л;Х</> 8« = л'Л-л;х1"-л;х^

Конечно-разностные уравнения для меньшего числа пробных матриц являются частными случаями приведенной системы.

В Приложениях 2 и 3 к диссертации кратко описаны используемые автором алгоритмы решения конечно-разностных уравнений МПГ соответственно для

квадратной и треугольной решеток, реализованные в комплексе программ SUHAM. Отметим здесь основные этапы реализованных алгоритмов при решении задачи на собственное значение:

■ выделение члена, ответственного за появление нейтронов за счет деления;

■ организация итераций по источнику деления;

■ организация итераций по высшим гармоникам;

■ организация итераций, связанных с зависимостью коэффициентов конечно-

разностных уравнений от искомого собственного значения - сверхвнешние

итерации.

Описаны уравнения и разработанные автором алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в TBC реактора с треугольной решеткой. При этом расчетная гексагональная область (TBC, кассета) заменяется решеткой из гексагональных ячеек с сохранением объема рассчитываемой области. Для задания тока нейтронов на граничных гранях граничных ячеек переопределены координатные функции из условия сохранения втекающего тока на каждой грани TBC.

Описан разработанный автором алгоритм трехэтапного расчета двумерного реактора с шестигранными TBC. Трехэтапный расчет позволяет более полно использовать преимущества метода поверхностных гармоник, еще более понижая размерность решаемых задач.

Групповая функция распределения нейтронов в реакторе представляется в виде суперпозиции пробных матриц в TBC

1=1 я«0

В свою очередь пробные матрицы в TBC представляются в виде суперпозиции пробных матриц в ячейках

«'-о

В результате распределение нейтронов в реакторе представляется в виде

t*l Л"0 л'«0

Здесь ср'Д'Ди') - пробные матрицы в ячейках. Элементы матриц I'";"1 получаются в процессе расчета пробных матриц в TBC, элементы векторов получаются в процессе решения крупно-сеточных уравнений.

Получены формулы расчета локальных функционалов после трехэтапного расчета зоны с разным числом пробных матриц на TBC. В качестве примера ниже приведена формула для интегрального по объёму ячейки группового вектора F,', реакции типа 'х' в k-й ячейке i-й TBC с учетом трех пробных матриц для ячеек и шести пробных матриц для TBC.

IV V

+ ^ ^/н/п; + 77? ф .. ^ га ./л иJ

Вторая глава посвящена получению новых трехмерных конечно-разностных уравнений МПГ.

Полученные ранее в основополагающих работах по МПГ трехмерные конечно-разностные уравнения ориентировались на получение основного уравнения, учитывающего перетечки нейтронов по всем направлениям и дополнительных уравнений, дающих поправки к основному уравнению. Такая форма основного уравнения наиболее близка к обычному конечно-разностному виду уравнения диффузии, которое широко используется в инженерных программах. Автор получил и предлагает для дальнейшей реализации другую систему трехмерных конечно-разностных уравнений с двумя продольными и разным числом поперечных пробных матриц на каждую ячейку (от 3-х до 8-и) и рекомендует решать ее как систему связанных двумерных и одномерных уравнений с источниками. Ниже приведена система трехмерных конечно-разностных уравнений с тремя поперечными и двумя продольными матрицами на каждую ячейку

Л;Ф;-Г;Ф;+§г=О |§Г=А4Л;Ф; Л;Ф;-£;Ф;+5г = О [§Г=В,Л;Ф;

Новизна этих уравнений заключается в том, что все отличия уравнений этой системы соответственно от двумерного и одномерного уравнений находятся в источниках связи и §7, а также в используемых переменных. При этом члены источников §;' и §7 описывают соответственно поперечную и продольную утечку из ячейки.

Уравнения метода поверхностных гармоник для конечных по высоте систем

Автором рассмотрены конечные по высоте решетки с граничными условиями равенства нулю потоков нейтронов на экстраполированных границах. В качестве исходных уравнений использовались трехмерные конечно-разностные уравнения с тремя поперечными и двумя продольными пробными матрицами на каждую ячейку. Предполагалось, что неизвестный вектор Ф^ распределен по оси Ъ следующим образом:

Ф". =Ф;осо5(В,2;)

Для нумерации ячеек здесь использовался двойной индекс 'у', 2] - координата .¡-го слоя ячеек и г^=0 для центрального слоя; В2 - известный высотный баклинг.

В результате проведенных преобразований получено следующее конечно-разностное уравнение

а'ф' -т.' фг =0

где

£;0 = ад {Е - Я;0[Е+(ВД)-' о;0яг2 ]"' н;, |

Дополнительно получены формулы для нейтронно-физических функционалов для таких систем.

Приведенные формулы для матрицы эффективных сечений и вектора реакции были автором программно реализованы. Проверка полученных уравнений и оценка получаемого уточнения проведена на расчетах конечных по высоте сборок РБМК и однородных критических сборок TRX-1, TRX-2, TRX-3, BAPL-1, BAPL-2, BAPL-3. Проведено два типа расчетов. Первый тип - это расчет по двумерным конечно-разностным уравнениям МПГ, в которых высотная утечка учитывалась простым добавлением к матрице эффективных сечений е' члена d'ß;2. Второй тип - это уточненный расчет по полученным уравнениям. Максимальное отличие в кэфф сборок РБМК в этих двух расчетах достигало 0,06 %, а для однородных критических сборок отличие в кэфф в этих двух расчетах колебалось от -0,5 % до 0,2 %.

Трехмерные уравнения метода поверхностных гармоник с одной неизвестной на одну ячейку и одну энергетическую группу

С помощью определенных преобразований трехмерных конечно-разностных уравнений с тремя поперечными и двумя продольными пробными матрицами на каждую ячейку и некоторых приближений автором получено трехмерное конечно-разностное уравнение МПГ с одной неизвестной на одну ячейку и одну энергетическую группу в виде:

л;ф;+л;ф;-е;ф;=о

Полученное уравнение по внешнему виду совпадает с конечно-разностном аналогом диффузионного уравнения и является самым простым трехмерным конечно-разностным уравнением МПГ. Следует отметить, что это уравнение учитывает все поперечные поправки, которые учитываются в двумерном конечно-разностном уравнении МПГ с тремя пробными матрицами на каждую ячейку. Кроме этого, в нем учтены перетечки нейтронов вдоль оси Z. Полученное уравнение реализовано в комплексе программ SUHAM. Представленные в третьей главе верификационные расчеты с использованием этого уравнения показали достаточно высокую точность, несмотря на имеющиеся приближения.

Третья глава посвящена описанию разработанного автором комплекса программ SUHAM для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов, его верификации и применению.

Комплекс программ SUHAM предназначен для реализации конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник, для расчета нейтронно-физических процессов в ядерных реакторах с треугольной и квадратной решетками блоков (TBC). Комплекс SUHAM состоит из двух самостоятельных комплексов -SUHAM-W и SUHAM-U. Комплекс SUHAM-W работает в связке с модулями программы WIMS-SH, отвечающими за подготовку групповых сечений изотопов и материалов и эффективных сечений ячеек для двумерных конечно-разностных уравнений МПГ. Комплекс SUHAM-U работает в связке с модулями программы UNK, отвечающими за подготовку групповых сечений изотопов и материалов и решение уравнений изотопной кинетики. Модули комплекса SUHAM, реализующие конечно-разностные уравнения МПГ, применяются для решения многогруппового уравнения переноса нейтронов во всем объеме активной зоны реактора методом поверхностных гармоник.

Перечислим основные возможности комплекса SUHAM-W по решению двумерных конечно-разностных уравнений МПГ (программа SUHAM-2.5).

• Решение уравнений традиционного метода гомогенизации (групповых уравнений диффузии):

> с нулевыми токами или потоками на каждой внешней грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе;

> с заданными альбедо на каждой внешней грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе;

> с периодическими граничными условиями в квадратной решетке;

> с заданными групповыми токами на каждой внешней грани рассчитываемого объекта (амплитуды токов на разных гранях могут быть разными).

• Решение сопряженных уравнений традиционного метода гомогенизации (сопряженного уравнения диффузии) с нулевыми токами на каждой внешней грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе.

• Решение уравнений МПГ с разным числом пробных матриц (от 3 до 8 для квадратной решетки и от 3 до 6 для треугольной решетки):

> с нулевыми токами или потоками на каждой внешней грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе;

> с заданными альбедо на каждой внешней грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе;

> с периодическими граничными условиями в квадратной решетке.

• Решение уравнений МПГ с тремя пробными матрицами с заданными групповыми токами на каждой внешней грани рассчитываемого объекта (амплитуды токов на разных гранях могут быть разными).

• Решение сопряженных уравнений метода поверхностных гармоник с тремя пробными матрицами с нулевыми токами на каждой внешней грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе.

• Подготовка традиционных групповых характеристик TBC (полиячеек):

> на основе традиционных характеристик ячеек при использовании решения традиционных уравнений метода гомогенизации с нулевыми токами на внешней границе TBC;

> на основе эффективных характеристик ячеек при использовании решения уравнений метода поверхностных гармоник с тремя пробными матрицами с нулевыми токами на внешней границе TBC.

• Подготовка эффективных групповых характеристик TBC (полиячеек) для крупносеточных уравнений МПГ с разным числом пробных матриц:

> на основе традиционных характеристик ячеек. При этом используются решения уравнения традиционного метода гомогенизации с разными граничными условиями;

> на основе эффективных характеристик ячеек. При этом используются решения уравнения МПГ с тремя пробными матрицами с разными граничными условиями.

Комплекс SUHAM-W использует в качестве библиотеки ядерных данных библиотеку программы WIMS-D. Комплекс SUHAM-U использует в качестве библиотеки ядерных данных библиотеку программы UNK, которая представляет собой современную микрогрупповую (порядка 7000 микрогрупп) библиотеку сечений, основанную на современных файлах ядерных данных ENDF-B, JEFF, JENDL. Использование модулей программы UNK позволило готовить блокированные резонансные сечения в микрогрупповых расчетах без использования теоремы эквивалентности, а также проводить расчеты выгорания изотопов с использованием

реальных спектров в каждой выгорающей зоне, полученных из полномасштабного расчета объекта по комплексу SUHAM. Разработка программного комплекса SUHAM-U проводилась в рамках проекта МНТЦ под руководством и непосредственном участии автора.

Разработка комплекса SUHAM-U проводилась следующим образом:

■ Из программы WIMS-SH были выделены модули, связанные с расчетом пробных матриц в ячейках.

■ Программа SUHAM-2.5, построенная как единая программа, была структурно переработана, в результате чего были получены отдельные модули, связанные с расчетом пробных матриц в TBC и с решением конечно-разностных уравнений МПГ как внутри TBC и небольших сборок с одной точкой на ячейку, так и крупно-сеточных уравнений МПГ с одной точкой на TBC.

■ Различные пути расчета построены с помощью управляющих командных файлов, при этом, возможен как расчет всего реактора, начиная от подготовки групповых сечений материалов и кончая решением конечно-разностных уравнений во всем объёме реактора с помощью единого управляющего файла, так и расчет каждого этапа по отдельному управляющему файлу. Последнее особенно удобно на этапе отладки, а также для поиска различных ошибок в задании начальных данных, что очень существенно для расчета больших объектов.

На рисунке 3 представлена общая структура комплекса программ SUHAM.

Схема комплекса, представленная на рисунке 3, означает, что комплекс состоит из трех не связанных комплексов:

1. Комплекс SUHAM-W состоит из двух программ - WIMS-SH и SUHAM-2.5. Обоюдная стрелка означает, что обмен информацией между программами WIMS-SH и SUHAM-2.5 происходит через внешние носители в полуавтоматическом режиме.

2. Программа SUHAM-0 не привязана ни к какой библиотеке и считывает групповые сечения материалов с внешнего носителя. Фактически это переработанная программа SUHAM-2.5.

3. Комплекс SUHAM-U объединяет программу SUHAM-0 и модули комплекса UNK, отвечающие за подготовку групповых микроскопических сечений изотопов и макроскопических сечений материалов, а также за решение уравнений изотопной кинетики.

Рисунок 3 - Общая структура комплекса программ ЗиНАМ

Более подробно остановимся на структуре комплекса 8иНАМ-и. В настоящее время комплекс 5иНАМ-и существует в двух вариантах (их объединяет общая библиотека и частичное использование одинаковых модулей): вариант 5иНАМ-и-20 предназначен для решения двумерных нейтронно-физических задач, а вариант ЗиНАМ-и-ЗЭ - для решения трехмерных нейтронно-физических задач.

В комплексе SUHAM-U-3D в настоящее время реализованы трехмерные конечно-разностные уравнения МПГ с тремя поперечными и двумя продольными пробными матрицами на каждую ячейку для реакторов с квадратной решеткой блоков. Верификация комплекса SUHAM-U-3D проведена на трехмерном международном бенчмарке C5G7.

Комплекс SUHAM-U-2D организован в виде отдельных путей расчета, которые построены с помощью управляющих файлов. Следующие основные возможности (пути расчета) комплекса SUHAM-U-2D реализованы в настоящее время:

• Двухэтапный расчет TBC, сборок с квадратной решеткой. Решение группового уравнения переноса проводится методом ПГ с разным числом пробных матриц от 3-х до 8-и с граничными условиями нулевых токов или потоков на каждой внешней грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе.

• Двухэтапный расчет TBC, сборок с треугольной решеткой. Решение группового уравнения переноса проводится методом ПГ с разным числом пробных матриц от 3-х до 6-и с граничными условиями нулевых токов или потоков на каждой внешней грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе.

• Подготовка традиционных групповых характеристик TBC (полиячеек) на основе эффективных МПГ-характеристик ячеек при использовании решения уравнений метода ПГ с тремя пробными матрицами для квадратной и треугольной решеток с нулевыми токами на внешней границе TBC.

• Подготовка эффективных групповых МПГ-характеристик TBC (полиячеек) для квадратной и треугольной решеток:

> на основе традиционных характеристик ячеек (конечно-разностное групповое уравнение диффузии) для крупно-сеточных уравнений МПГ с разным числом пробных матриц;

> на основе эффективных МПГ-характеристик ячеек для крупно-сеточных уравнений МПГ с разным числом пробных матриц.

• Трехэтапный расчет двумерной зоны реактора с шестигранными TBC. При расчете TBC решается двумерное групповое конечно-разностное уравнение МПГ с тремя пробными матрицами на каждую ячейку. При крупно-сеточном расчете активной зоны решаются двумерные конечно-разностные уравнения МПГ с 3, 4, 5 или 6 пробными матрицами на каждую TBC. Реализованы формулы расчета локальных функционалов при расчетах с разным числом пробных матриц на каждую TBC.

• Расчет выгорания TBC ВВЭР-1000. При решении группового уравнения переноса нейтронов используются модули комплекса SUHAM-U, реализующие двумерное групповое конечно-разностное уравнение МПГ с тремя пробными матрицами на каждую ячейку.

При организации комплекса SUHAM предусмотрены специальные файлы, предназначенные для хранения промежуточной информации: пробных матриц ячеек для каждой TBC; пробных матриц TBC; матриц реакций в ячейках для каждой TBC; матриц уровней нейтронов для каждой пробной матрицы в TBC и др.

Верификация комплекса SUHAM проводилась на следующих объектах:

• TBCPWR;

• TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом, включая расчет выгорания -~ 100 вариантов;

• Двумерный и трехмерный международные расчетные бенчмарки сборки PWR (C5G7);

• Международный экспериментальный бенчмарк на сборке PWR VENUS-2;

• Полномасштабная двумерная зона ВВЭР

• Полиячейки и модельные сборки РБМК

• Двумерная зона БРЕСТ-ОД-ЗОО

Конфигурации рассчитанных бенчмарков представлены на рисунках 4-12.

[ Instrumentation channel cell

Burnable poison rod celt

О

о

о

о

о

о

Рисунок 4 - Конфигурация ТВС PWR (1/8 часть)

Рисунок 5 - Отдельные конфигурации ТВС ВВЭР-1000

Вакуум

Отражение

Вакуум

Рисунок 6 - 2D/3D международный расчетный бенчмарк сборки PWR (C5G7)

2 1 1 1

1 1 1 3

1 1 1

1 3 1 1

Уаг.З

1 1 1

1 1 1 4

1 1 1

1 3 1 1

Уаг.5

2__1_

J__1__3

J__4__

3 I 1 I 1

Уаг.7 1 I 4 | 1

J__4__

J__4__

1 4 1

4 1 1 1

1 1 1 3

1 1 1

1 3 1 1

Уаг.4

4 1 1 1

1 1 1

1 1 1

1 4 1 1

Уаг.б

1 1 1 1

1 2 1

1 1 4 1

1 3 1 1

Рисунок 7 - Полиячейки РБМК Рисунок 8 - Активная зона ВВЭР-1000

3 1 3

Рисунок 9 - Модельные сборки РБМК с разными граничными условиями - 11

вариантов

Рисунок 10 - Вид сборки VENUS-2 в плоскости X-Y

С4 С5 С1 С4 С1 С5 СЗ

С4 В1 В2 ВЗ ВЗ ВЗ В2 В1 С2

С2 В2 В4 84 BS 85 В5 В4 В4 В2 С2

сэ В1 В4 В1 А2 A4 А1 A4 А2 В1 84 В1 СЗ

CS В2 В1 А2 А1 A3 А5 A3 А1 А2 В4 82 С5

С1 ВЗ BS A4 A3 А5 А1 А5 A3 A4 В5 ВЗ С4

С4 83 85 А1 А5 А2 A3 A4 А5 А1 В5 ВЗ С4

С1 83 85 A4 A3 А5 А5 А5 A3 A4 В5 ВЗ С1

CS В2 84 А2 А1 A3 А5 A3 А1 А2 ВЗ В2 с:

сз В1 В4 81 А2 A4 А1 A4 А2 В1 В4 В1 сз

С2 82 В4 В2 85 85 В5 В4 В4 82 С2

С2 В1 В2 ВЗ 83 ВЗ В2 В1 С2

СЗ С5 С1 С4 С1 CS СЗ

Рисунок 12 - Двумерная модель реактора БРЕСТ-ОД

Сравнение проводилось как с экспериментальными результатами (сборка VENUS-2), так и с результатами расчетов по программам KENO, MCU, MCNP, UNK, RECOL, APOLLO-2, TVS-M, CONKEMO, CASMO-4, DIF3D и VENTURE.

На рисунке 13 представлены обобщенные результаты сравнения расчета критичности по комплексу БиНАМ с результатами расчета по вышеперечисленным программам (всего 228 сравнений). По оси X - номер сравнения, по оси У - отличие в % от результата с которым проводится сравнение.

йКе(Т, % 0.8 -

0.6 _ _

0.4 ------- " --1----......---

n

Рисунок 13 - Сравнение расчетов критичности по комплексу БиНАМ с результатами расчетов по другим программам (228 сравнений)

Видно, что все отличия, в основном, лежат в пределах ±0,5 %. В таблице 1 приведены обобщенные результаты сравнения критичности и энерговыделения для различных объектов.

Таблица 1. Обобщенные результаты сравнения критичности и энерговыделения

Sk.fr, % 5Ета„ % RMS(SE), %

ТВС PWR 0,4 - 0,7 4,4 <1,0

ТВСВВЭР-1000 -0,4 - 0,5 2,5 < 1,0

2D C5G7 (PWR) 0,02 4,3 1,5

3D C5G7 (PWR) 0,12 2,9 1,0

VENUS-2 (PWR) -0,5 6,5 2,5

Зона ВВЭР 0,3 4,7 1,6

Особое внимание следует обратить на результаты сравнения для двумерной и трехмерной сборки PWR C5G7. Дело в том, что в этом бенчмарке заданы семигрупповые сечения всех материалов и, поэтому отсутствует константная составляющая погрешности расчета. Цифры, представленные в таблице для этого бенчмарка, можно принимать как оценку методической составляющей погрешности расчета по комплексу SUHAM (сравнение проводилось с результатами расчета по программе MCNP). Отметим также, что для экспериментального бенчмарка PWR

VENUS-2, программы MCNP, MCU и др. дают максимальные отличия в локальном энерговыделении в твэлах от 7 % и выше.

Дополнительно для TBC ВВЭР-1000 проводились многочисленные сравнения других функционалов: эффектов реактивности, весов поглотителей из ВдС с естественным и обогащенным бором, весов U-Gd-x стержней. Из результатов этих сравнений оценены предельные погрешности программы SUHAM при расчете этих функционалов:

• вес бора в воде - до 1,2 %;

• эффект Доплера - до 6 %;

• полный температурный эффект - до 9 %;

• вес поглотителей из В4С - до 2,2 %;

• Вес U-Gd стержней - до 5%. Эффект гомогенизации ячеек

В процессе верификации комплекса SUHAM исследовался эффект гомогенизации ячеек при расчете TBC PWR и ВВЭР-1000, т.е. разница между результатами расчетов с использованием и без использования гомогенизации ячеек. Это исследование интересно тем, что дот сих пор гомогенизация ячеек используется в большинстве инженерных программ.

На рисунках 14 и 15 представлен эффект гомогенизации ячеек в локальном поглощении для TBC PWR и ВВЭР-1000 - типичное пространственное распределение отклонений локальных поглощений, полученных с использованием гомогенизации ячеек, от локальных поглощений без гомогенизации ячеек.

Рисунок 14 - Эффект гомогенизации ячеек в локальном поглощений для TBC PWR

w

Рисунок 15 - Эффект гомогенизации ячеек в локальном поглощении для

ТВС ВВЭР-1000

Видно, что максимальные ошибки (пики), возникающие в результате гомогенизации ячеек, наблюдаются в местах расположения неоднородностей: в выгорающих поглотителях (TBC PWR) и уран-гадолиниевых стержнях (TBC ВВЭР). Эффект гомогенизации ячеек достигает:

• для TBC PWR - до 0,5 % в кЭфф, до 7,4 % в поглощении в ячейках с выгорающим поглотителем и до 3 % в локальном энерговыделении;

• для TBC ВВЭР-1000 - до 1 % в кЭфф, до 26 % в локальном энерговыделении и до 11,6 % в локальном поглощении.

Вывод: гомогенизация ячеек, которая используется в инженерных программах, приводит к значительным погрешностям.

Влияние высших пространственных гармоник на точность расчета

В процессе верификации исследовалось влияние высших пространственных гармоник - разность между результатами расчетов с максимально возможным числом пробных матриц (8 для квадратной решетки и 6 для треугольной решетки) и с тремя пробными матрицами на ячейку (TBC) - на точность расчета как TBC PWR и ВВЭР-1000 (мелко-сеточные расчеты), так и полиячеек РБМК и двумерной зоны ВВЭР-1000 (крупно-сеточные расчеты).

Для мелко-сеточных расчетов получились следующие отличия:

• для TBC PWR: 0,13 % в кэфф и 3 % в локальном энерговыделении и поглощении, при этом среднее по всем твэлам отклонение по модулю в энерговыделении не превышает 1 %;

• для двумерного международного расчетного бенчмарка сборки PWR (C5G7): 0,05 % в к,фф, 1 % - максимальное отличие в энерговыделении в твэле, 0,4 % -среднеквадратическое отличие в энерговыделении в твэле;

• для TBC ВВЭР-1000: заметное влияние проявляется только для одной TBC с МОХ и уран-гадолиниевым топливом и достигает 0,2 % в к3фф, и 2 % в энерговыделении (максимальное отличие).

Видно, что влияние высших гармоник в мелко-сеточных расчетах небольшое. Вывод: такие объекты, как TBC PWR и ВВЭР-1000, а также сборки PWR можно рассчитывать по уравнениям МПГ с тремя пробными матрицами на ячейку.

Для крупно-сеточных расчетов получились следующие отличия:

• для полиячеек РБМК отличия превышают 2 % в к-,фф и 4 % в энерговыделении;

• для сборок и двумерной зоны ВВЭР-1000 отличия достигают до 0,4 % в к^ф, превышают 20 % в энерговыделении в TBC и 7,5 % в энерговыделении в твэлах. Видно, что влияние высших гармоник в крупно-сеточных расчетах довольно

значительное. Вывод: такие объекты как полиячейки и сборки РБМК необходимо рассчитывать по уравнениям МПГ с восемью пробными матрицами на ячейку, а сборки и двумерную зону ВВЭР-1000 - с шестью пробными матрицами на TBC.

Нодальные возможности комплекса SUHAM

Когда комплекс SUHAM применяется для решения диффузионного уравнения для объектов, состоящих из гомогенных ячеек или TBC, он работает, как хорошая нодальная программа. Автором продемонстрированы нодальные возможности комплекса SUHAM при расчете двумерных бенчмарк-задач для типичных ядерных реакторов с квадратной и треугольной решетками. Конфигурации рассчитанных сборок представлены на рисунках 7 и 8. Для полиячеек РБМК использовалось граничное условие периодичности, а для сборки ВВЭР-1000 - альбедное граничное

условие (два варианта). В 7 вариантах полиячеек РБМК (4x4) использовалось 4 варианта гомогенных ячеек (соответствуют рабочей ячейке РБМК со свежим топливом с обогащением топлива 2 %, ячейке с поглотителем СУЗ, ячейке с вытеснителем СУЗ и ячейке со свежим дополнительным поглотителем) с заданными двухгрупповыми диффузионными константами. Двумерная сборка ВВЭР-1000 состояла из 5-и типов гомогенных TBC с заданными двухгрупповыми диффузионными константами.

В качестве ссылочных результатов были использованы: для полиячеек РБМК -мелко-сеточные расчеты по программе SUHAM; для двумерной зоны ВВЭР-1000 -экстраполированные результаты расчета по программе DIF3D-FD. Результаты расчетов по программе SUHAM с максимальным числом пробных матриц на каждую ячейку близки к ссылочным значениям:

■ для полиячеек РБМК отличия достигают 0,1 % в кэфф и 0,35 % в энерговыделении;

■ для сборки ВВЭР-1000 - 0,05 % в к,фф и 5 % в энерговыделении, при этом среднеквадратическое отклонение в энерговыделении меньше 1 %;

Вычислительные затраты

По программе SUHAM автором проведены двухэтапный (ячейки - сборка) и трехэтапный (ячейки - полиячейки - сборка) расчеты 11 модельных сборок РБМК с разными граничными условиями (см. рисунок 9). Каждая из этих сборок представляет собой решетку из 81 ячеек (9x9) и, в то же время, может быть представлена в виде решетки из 9 полиячеек (3x3). При трехэтапном расчете размерность решаемых задач заметно ниже, но число решаемых задач заметно больше.

Показано, что вычислительные затраты в трехэтапном расчете в 2,5- 5 раз меньше времени двухэтапного расчета. Это является численной демонстрацией преимущества МПГ в вычислительных затратах за счет уменьшения размерности решаемых задач. Выигрыш в вычислительных затратах будет увеличиваться с увеличением размерности решаемой задачи.

Проведено сравнение вычислительных затрат для двумерного и трехмерного бенчмарков C5G7. Эти бенчмарки интересны тем, что в них отсутствуют вычислительные затраты на подготовку групповых сечений. Сравнение проводилось с вычислительными затратами по программам, использующим детерминистические методы. Сравнение показало, что вычислительные затраты по программе SUHAM для двумерного бенчмарка более, чем на порядок меньше вычислительных затрат по программам, использующим метод характеристик и метод вероятностей первых столкновений, а для трехмерного бенчмарка - в разы меньше затрат по программам, использующим метод характеристик и метод дискретных ординат.

Применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-300

Обычно при расчетах реакторов типа БРЕСТ (см. рисунок 12) используются следующие приближения:

• простейшая гомогенизация TBC, а именно, в каждой кассете все материалы перемешиваются с весом только их объемов;

• диффузионное приближение.

В диссертации автором использованы возможности программы SUHAM для исследования упомянутых выше и других приближений расчета на двумерных

расчетах весов кластеров СУЗ. Особое внимание уделено учету гетерогенных эффектов внутри TBC (рисунок 16) и кластеров СУЗ (рисунок 17).

Рисунок 16 - Сечение TBC реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО

Рисунок 17 - Схема сечения кластера СУЗ реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО

Из анализа результатов расчетов можно сделать следующие выводы.

• Как элементарная гомогенизация кассет, так и гомогенизация кассет с весом потоков приводят к значительным ошибкам как в к,,^ (до 1 %), так и в весах групп кластеров СУЗ (до 22 %).

• Использование гетерогенных моделей кассет без использования их дальнейшей гомогенизации допускает гомогенизацию микроячеек внутри кассет без существенной потери точности, за исключением случая очень малых по значению весов стержней СУЗ: отличие достигает 0,03 % в к,фф и до 0,6 % в весах групп стержней.

• Учет гетерогенных эффектов внутри TBC и кластеров СУЗ может достигать до

1 % в к,фф и до 22 % в весах групп кластеров СУЗ.

Основной вывод исследований, проведенных автором с применением программы SUHAM - в быстром реакторе БРЕСТ-ОД-ЗОО необходимо учитывать гетерогенные эффекты внутри TBC и кластеров СУЗ.

Верификация формул расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерной активной зоны с шестигранными TBC

Автором получены формулы для расчета локальных нейтронно-физических функционалов методом поверхностных гармоник с тремя, четырьмя, пятью и шестью

пробными матрицами на каждую TBC соответственно, используемые при трехэтапном расчете двумерного реактора с шестигранными TBC. Эти формулы, вместе с конечно-разностными уравнениями МПГ были реализованы автором в комплексе SUHAM. Здесь представлена проведенная при непосредственном участии автора верификация этих формул вместе с конечно-разностными уравнениями.

Верификация полученных формул проводилась с использованием расчетов международного бенчмарка для двумерной зоны ВВЭР-1000 с МОХ топливом. Модель бенчмарка состоит из полномасштабной двумерной зоны ВВЭР-1000 с гетерогенной 30 % МОХ загрузкой топлива. Активная зона состоит из свежих и выгоревших TBC следующих типов: UOX TBC с U-Gd стержнями выгорающего поглотителя и профилированные МОХ TBC с U-Gd стержнями выгорающего поглотителя. Рассматриваются двадцать восемь TBC в 60° угле с симметрией переноса. Система бесконечна по высоте и имеет граничное условие вакуума на боковой поверхности.

Конфигурация зоны показана на рисунке 11.

Сравнение проводилось с расчетами по программам MCNP и MCU по следующим функционалам: кофф зоны, усредненные по TBC скорости реакции деления для 28-ми TBC, распределение скорости реакции деления в топливных стержнях внутри TBC №3, №21 и №27. Дополнительно проводилось сравнение между расчетами по программе SUHAM-U с разным числом пробных матриц на TBC.

Рисунок 18 демонстрирует отличия усредненных по TBC скоростей реакции деления в расчетах по комплексу SUHAM с 6-ю пробными матрицами на TBC от значений, рассчитанных по программам MCNP и MCU, а рисунок 19 показывает отклонения скоростей реакции деления в топливных стержнях внутри TBC №27 в расчетах по SUHAM с 6-ю пробными матрицами на TBC от значений, рассчитанных по программам MCNP и MCU для диагонального направления от нижнего левого стержня (угла) к верхнему правому стержню (углу). Среди этих стержней находятся стержни с максимальными отклонениями.

%

Номер TBC

Рисунок 18 - Отличия усредненных по TBC скоростей реакции деления в расчетах по комплексу SUHAM от значений, рассчитанных по программам MCNP (ряд 1) и MCU

(ряд 2)

I.I.I.I.J h т

-s

Номер стержня для TBC Na 27 в выбранном направлении

Рисунок 19 - Отличия скоростей реакции деления в топливных стержнях внутри TBC №27 в расчетах по комплексу SUHAM от значений, рассчитанных по программам

MCNP (ряд 1) и MCU (ряд 2) для диагонального направления от нижнего левого стержня (угла) к верхнему правому стержню (углу)

Основными результатами этих расчетов являются:

• сходимость результатов в расчетах по комплексу SUHAM с разным числом пробных матриц на TBC к значениям в расчете с 6-ю пробными матрицами на каждую TBC;

• сходимость результатов в расчетах по комплексу SUHAM с увеличением числа пробных матриц на TBC к соответствующим значениям, рассчитанным по программам MCNP и MCU для функционалов как по TBC, так и по топливным стержням;

• максимальное отличие усредненных по TBC скоростей реакции деления в расчетах по комплексу SUHAM с 6-ю пробными матрицами на TBC от соответствующих значений, рассчитанных по программам MCNP и MCU, не превышает 3,5 %, а среднеквадратическое отличие не превышает 1,4 %;

• для всех рассмотренных TBC максимальное отличие скоростей реакции деления в топливных стержнях в расчете по комплексу SUHAM с 6-ю пробными матрицами на TBC от соответствующих значений, рассчитанных по программам Монте-Карло, не превышает 4,7 %, среднеквадратические отличия не превышают 1,6 %;

Проведенная верификация реализованных в комплексе SUHAM формул расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерной активной зоны ВВЭР методом поверхностных гармоник показало их высокую точность.

Верификация комплекса SUHAM на расчетах выгорания топлива в TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом

Описана проведенная при непосредственном участии автора верификация комплекса SUHAM на сравнительных расчетах выгорания топлива в TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом.

Объектами для бенчмарк расчетов являются TBC реактора ВВЭР-1000 с урановым топливом и МОХ топливом. TBC с урановым топливом состоит из двух типов топливных стержней с урановым топливом и стержней с U-Gd топливом. TBC с МОХ топливом состоит из трех типов топливных стержней с МОХ топливом и стержней с U-Gd топливом.

Расчеты выгорания проводились при следующих условиях:

• мощность TBC равна 52,13855 кВт/см (на 1 см высоты);

• температура топлива равна 1036,0 К;

• температура оболочки твэла равна 600,0 К;

• температура теплоносителя равна 575,7 К.

Пересчет всех спектров в выгорающих материалах проводился в следующих временных точках: 0,1, 0,5, 1,0 и далее через 1,0 до 50,0 МВт-сут/кг ТМ включительно, где ТМ означает тяжелые металлы.

Сравнение проводилось с расчетами по программе RECOL, которая для решения уравнения переноса использует метод Монте-Карло с поточечным энергетическим представлением сечений. Обе программы для подготовки сечений для основных изотопов использовали одинаковые файлы ядерных данных. Расчеты по обеим программам проводились с выгоранием в каждом топливном стержне.

Для сравнения в отдельных точках по выгоранию использовались следующие функционалы:

• каТВС;

• концентрации основных изотопов (235U, 238U, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu), усредненные по всем стержням TBC;

• коэффициенты неравномерности энерговыделения в твэлах.

Результаты сравнений k«, TBC показали:

> Значения koo TBC, рассчитанные по программам SUHAM и RECOL имеют небольшие отличия - максимальное отличие по всем значениям выгорания для TBC с урановым топливом не превышает 0,4 %, а для TBC с МОХ топливом - 0,2 %.

Результаты сравнений усредненного по всем топливным стержням TBC ядерных плотностей изотопов показывают:

> для основных изотопов максимальные отличия от значений, полученных по программе RECOL достигают: для TBC с урановым топливом - 0,9 % для 235U, -2,1 % для 239Ри, -2,9 % для 240Ри и -9,3 % для 242Ри; для TBC с МОХ топливом - 1,2 % для 235и, -0,5 % для 239Ри, 0,4 % для 240Ри и 4,5 % для 242Ри;

Результаты сравнений коэффициента неравномерности энерговыделения показывают:

> для TBC с урановым топливом максимальное отличие коэффициента неравномерности энерговыделения не превышает 2,3 %, среднее по модулю отличие не превышает 0,7 %, а среднеквадратическое - не превышает 0,8 %;

> для TBC с МОХ топливом максимальное отличие коэффициента неравномерности энерговыделения не превышает 3,0 %, среднее по модулю отличие не превышает 0,8 %, а среднеквадратическое - не превышает 0,9 %;

Основной вывод всех сравнений для всех бенчмарков заключается в том, что разработанный автором комплекс программ SUHAM рассчитывает основные нейтронно-физические задачи с достаточно высокой точностью и с небольшими вычислительными затратами.

Четвертая глава посвящена разработанной автором поэтапной уточненной методике подготовки групповых характеристик TBC ГТ-МГР.

В настоящее время в мире ведутся разработки Высоко Температурных Газо-охлаждаемых Реакторов (ВТГР) с газовой турбиной, таких как ГТ-МГР с призматическими TBC (США, Россия) и PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) с шаровыми топливными элементами (ЮАР). Реакторы такого типа обладают

принципиальными преимуществами по безопасности, связанными с отсутствием плавления активной зоны при авариях с потерей теплоносителя.

Основное внимание в работе уделено повышению точности расчета реактора ГТ-МГР по проектным программам путем разработки поэтапной уточненной методики подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР.

Следующие основные физические особенности ГТ-МГР необходимо учитывать при подготовке групповых сечений TBC ГТ-МГР:

■ Двойная гетерогенность: топливные сферические частицы с многослойным покрытием примерно равномерно расположены в графитовой матрице топливного компакта; топливные компакты образуют геометрически правильную треугольную решетку в графитовом блоке (TBC).

■ Однородность решетки нарушается наличием каналов для теплоносителя и, что особенно важно с методической точки зрения, наличием компактов с выгорающим поглотителем, содержащим резонансные изотопы, т.е. решетка компактов имеет топливные компакты с резонансными изотопами и компакты с выгорающим поглотителем, также содержащим резонансные изотопы.

В РНЦ КИ и ОКБМ в качестве проектных программ расчета ГТ-МГР используются программы WIMS-D и JAR. Программа WIMS-D используется для подготовки групповых гомогенных сечений TBC, а программа JAR - для решения группового уравнения диффузии. Примерно до 1999 года при расчете ГТ-МГР с помощью этих программ использовались следующие основные приближения:

- двухгрупповое приближение при решении диффузионного уравнения по программе JAR;

- при подготовке резонансных сечений топливных изотопов использовалась методика 'Segev'.

Отметим, что использование двух групп для расчета теплового ядерного реактора является достаточно серьезным приближением. Поэтому, при разработке новой методики подготовки гомогенных сечений TBC было решено от него отказаться и перейти к произвольному числу групп. Использование методики 'Segev' при подготовке резонансных сечений топливных изотопов предполагает, во-первых, для каждого типа ячейки проведение расчетов трех вариантов ячеек с передачей дополнительных параметров из варианта в вариант, и, во-вторых, распространения программной реализации этой методики на произвольное число резонансных групп. Кроме этого, необходимо распространение этой методики на ячейки с выгорающим поглотителем, не содержащим топливных изотопов, что требовало создание специальных моделей для ячейки с выгорающим поглотителем. В результате, использование методики 'Segev' для произвольного числа групп и одновременно для топливных ячеек с резонансными изотопами и для ячеек с выгорающим поглотителем с резонансными изотопами получается неоправданно громоздким и с неочевидным результатом.

В дальнейших работах для подготовки двухгрупповых гомогенных сечений TBC использовался расчет по программе WIMS-D без применения методики 'Segev'. При этом для получения приемлемого результата вводился дополнительный коэффициент блокировки для 240Ри, который подбирался из сравнения с более точными расчетами по программе MCU, причем этот коэффициент был разным для топлива с реакторным и оружейным плутонием.

Использование программы WIMS-D накладывает дополнительные ограничения. Дело в том, что программа WIMS-D не может в одном расчете

корректно заблокировать резонансные сечения для резонансных изотопов топлива и выгорающего поглотителя, если они находятся в разных пространственных зонах. Для преодоления всех этих трудностей автор диссертации разработал специальную поэтапную уточненную методику для подготовки групповых гомогенных сечений TBC, оставаясь в рамках ограничения использовать вышеперечисленные проектные программы. Кроме этого, с использованием нодальных возможностей метода поверхностных гармоник и комплекса программ SUHAM-W на предложенной автором модельной задаче проведена проверка используемых в этой методике приближений, а также изучены основные физические модели, применяемые для подготовки гомогенных макросечений TBC.

Описание поэтапной уточненной методики подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР

Поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР была разработана автором в 2001 году. В дальнейшем эта методика совершенствовалась и модернизировалась, но основные этапы сохранились. Все конкретные исследования и расчеты, представленные в диссертации, проведены для плутониевого топлива и эрбиевого выгорающего поглотителя.

Предложенная методика состоит из следующих трех этапов или моделей. Этап 1. Модель расчета выгорания топлива.

На этом этапе расчета в TBC выделяется трехмерная гексагональная в плане ячейка топливного компакта с шагом 1,9 см. В качестве модели этой ячейки выбирается бесконечная по высоте кластерная ячейка топливного компакта с эквивалентной в плане цилиндрической границей с N цилиндрическими топливными стержнями, покрытыми четырехслойной оболочкой. Диаметр топливных стержней выбирается из условия сохранения средней хорды в топливе. Затем этот диаметр немного увеличивается, чтобы получить ближайшее целое число стержней при условии сохранения объема топлива в топливном компакте. Четырехсложная оболочка "намазывается" слой за слоем на топливные стержни также с условием сохранения их объемов в топливном компакте. Построенная кластерная ячейка имеет один центральный стержень и три кольца топливных стержней. Внешний радиус топливного компакта равен R|=0,625 см. Внешняя зона кластерной ячейки топливного компакта состоит из графита блока (TBC) и его внешний радиус равен R2=0,997571 см. Расширенная кластерная ячейка топливного компакта имеет две дополнительные зоны (см. рисунок 20).

Первая дополнительная зона (R3) состоит из однородной смеси гелия, выгорающего поглотителя и дополнительного графита TBC, приходящихся на один топливный компакт. Вторая дополнительная зона (R4) состоит из графита отражателя. Транспортный расчет такой расширенной кластерной ячейки проводится с помощью программы WIMS-D с использованием 43-группового приближения с максимально возможным делением энергетической шкалы в окрестности резонанса 240Ри (~1эВ). Эта расширенная кластерная ячейка топливного компакта используется для расчета выгорания топлива, но не выгорания изотопов выгорающего поглотителя, хотя изотопы выгорающего поглотителя тоже горят, но с резонансными сечениями, соответствующими бесконечному разбавлению.

N стержней с 4-слойной оболочкой

Графит топливного компакта

Графит блока

Гомогенная смесь гелия, выгорающего поглотителя и дополнительного гоасЬита

Графит внутреннего и внешнего отоажателя

Рисунок 20 - Расширенная кластерная ячейка топливного компакта

Этап 2. Модель расчета выгорания изотопов выгорающего поглотителя.

На этом этапе расчета строится модель суперячейки (рисунок 21) для расчета выгорания изотопов выгорающего поглотителя. Ячейка компакта с выгорающим поглотителем располагается в центре суперячейки. Компакт с выгорающим поглотителем (Я|) помещается в центре последней ячейки. В работе рассматривается гомогенная модель компакта с выгорающим поглотителем, т.е. выгорающий поглотитель и графит матрицы компакта гомогенно перемешаны внутри данного компакта. При расчетах этот компакт делился на 4 подзоны. Внешняя зона (Я2) ячейки компакта с выгорающим поглотителем состоит из графита блока.

Рисунок 21 - Суперячейка для расчета выгорания изотопов выгорающего поглотителя

Затем рассчитывается число ячеек топливного компакта, ячеек с каналом для гелия и количество дополнительного графита в TBC, приходящихся на одну ячейку с компактом выгорающего поглотителя. Все эти материалы располагаются в следующей зоне суперячейки с внешним радиусом R3. Все топливные стержни с объединенной оболочкой явно расположены в фоновом материале этой зоны, состоящем из гомогенной смеси гелия и графита.

Последняя зона суперячейки с внешним радиусом R4 состоит из графита отражателя. Транспортный расчет такой суперячейки проводится с помощью программы WIMS-D с использованием 51-группового приближения с

дополнительным максимально возможным делением энергетической шкалы в окрестности резонанса 167Ег (-0,5 эВ).

Построенная таким образом суперячейка используется для расчета выгорания изотопов выгорающего поглотителя, но не для выгорания топлива, хотя изотопы топлива также выгорают, но с резонансными сечениями, соответствующими бесконечному разбавлению.

Этап 3. Модель расчета групповых гомогенных сечений TBC в фиксированных точках по выгоранию

На этом этапе строится модель TBC для ее расчета в отдельных фиксированных точках по выгоранию. В начале, кластерная ячейка топливного компакта заменяется цилиндрической ячейкой топливного компакта с центральным топливным стержнем с объединенной оболочкой и топливным кольцом с объединенной оболочкой, присоединенной к внутренней и внешней сторонам топливного кольца. Расположение и толщина топливного кольца выбираются отдельно для каждого значения выгорания из условия равенства k«, этих двух ячеек. Изотопный состав топлива в цилиндрической ячейке берется одинаковым в центральном топливном стержне и в топливном кольце и равным изотопному составу, усредненному по всем топливным стержням кластерной ячейки топливного компакта.

В расчетной модели TBC выбранные цилиндрические топливные компакты помещаются на место кластерных топливных компактов. Для каждого значения выгорания резонансные сечения всех резонансных изотопов берутся извне:

- резонансные сечения изотопов, расположенных в топливе, берутся из расчета расширенной кластерной ячейки топливного компакта (модель 1), усредненные по всем топливным стержням;

- изотопный состав и резонансные сечения изотопов выгорающего поглотителя берутся из расчета суперячейки (модель 2), усредненные по всем зонам выгорающего поглотителя.

Транспортный расчет такой модели TBC проводится по опции PIJ-PERSEUS программы WIMS-D с использованием 51-группового приближения, и его результаты используются для приготовления малогрупповых гомогенных сечений TBC. Следует отметить, что для корректного формирования спектра нейтронов в TBC необходимо учесть графит отражателя. Следует также отметить, что пространственная модель, используемая на этом этапе, была в дальнейшем без потери точности упрощена и приближена к модели, используемой на втором этапе.

Разработанная специальная расчетная методика с использованием программы WIMS-D вместе с программой JAR в дальнейшем (с 2001 года по настоящее время) использовалась в качестве проектной методики. При этом в этой методике использовались следующие приближения: гомогенизация TBC, 13-групповое приближение на этапе крупно-сеточного расчета и использование 6 пространственных точек на TBC при решении диффузионного уравнения. В диссертации проведена проверка и обоснование этих .и некоторых других приближений.

Расчетное исследование двумерной модельной задачи

В качестве объекта исследования выбран двумерный сектор симметрии реактора ГТ-МГР, представленный на рисунке 22 и состоящий из 2-х типов TBC.

Рисунок 22 - Двумерный сектор симметрии ГТ-МГР (30°)

TBC первого типа - это стандартная TBC ГТ-МГР без отверстия для контрольного стержня и с компактами выгорающего поглотителя. ТВС второго типа - это графитовая TBC (графитовый блок) без отверстия для контрольного стержня. Зазор между TBC равен 0,25 см., а температура всех материалов равна 1200 К. Все исследования проводились с плутониевым топливом и эрбиевым выгорающим поглотителем.

51-групповые спектры нейтронов для расчета гомогенных сечений TBC

Спектры нейтронов, с помощью которых 51-групповые сечения материалов свертываются в групповые сечения с меньшим числом групп, должны учитывать графит отражателя, расположенный вне активной зоны, а также значение к-,ф,|, рассчитываемого объекта. Когда рассчитывается работающий реактор, к,фф=1. Для рассматриваемой двумерной модельной задачи это не так.

Пусть Rc - внешний радиус дополнительного графитового слоя вокруг TBC, учитывающий графит отражателя. Для фиксированного значения R,. после расчета расширенной TBC по опции " Pin-cell" программы WIMS-D получаем 51-групповые сечения всех материалов.

Далее с использованием этих сечений по программе WIMS-D решаются следующие три задачи:

1. 51-групповой расчет гетерогенной расширенной TBC на к*; результатом этого расчета является 51-групповой спектр гомогенизированной TBC (без внешнего графита) - спектр № 1;

2. 51-групповой расчет бесконечной гомогенной среды с 51-групповыми сечениями, полученными в задаче № 1 - расчет на к«,; результат - 51-групповой спеюр № 2;

3. 51-групповой расчет гомогенной среды с 51-групповыми сечениями, полученными в задаче № 1, и критическим (к,фф=1) баклингом; результат - 51-групповой спектр № 3.

Все три задачи дают разные 51-групповые спектры гомогенизированной TBC. Из анализа этих спектров сделаны следующие выводы:

" спектры нейтронов в задаче № 3 практически не зависят от толщины дополнительного графитового слоя вокруг TBC;

■ нейтронные спектры в задачах № 2 и 3 близки друг к другу;

■ спектр нейтронов № 1 сильно отличается от спектров № 2 и 3 и это отличие тем значительней, чем больше толщина дополнительного графитового слоя вокруг TBC.

Учет графита отражателя

В общем случае значение внешнего радиуса R<. дополнительного слоя графита вокруг TBC будет разным для каждой TBC. Выбор разных значений Rc для каждой TBC довольно громоздкая и ненужная процедура из-за присутствия других не менее серьезных расчетных приближений. Можно выбрать одно значение R<. для всех TBC активной зоны, которое даст некоторый усредненный спектр в активной зоне. Предлагается следующий критерий для выбора значение Rc. Выбираются два, наиболее близких расчета:

■ первый расчет - это 51-групповой расчет на к„ гетерогенной TBC с дополнительным слоем графита;

■ второй расчет - это 51-групповой расчет двумерного сектора симметрии ГТ-МГР. состоящего из двух типов TBC и представленного на рисунке 22. 51-групповые сечения гомогенизированной TBC берутся из первого расчета.

51-групповые сечения графита - одинаковые в обоих расчетах. Второй расчет проводится методом поверхностных гармоник с шестью пробными матрицами на каждую TBC, при этом при расчете пробных матриц TBC использовалась сетка с 331 пространственной точкой на каждую TBC.

Обозначим к0(1) как отношение реакций деления и поглощения в TBC в задаче № i (используется разный 51-групповой спектр гомогенизированной TBC). Выбор значения Rc проводится из условия равенства значений к0 в расчетах № 1 и 2. Показано, что только k0(l) в задаче № 1 может быть равно к0 двумерного сектора симметрии модельной задачи при определенном значении R;, а именно, при 1^=22,4 см.

Пространственная дискретизация

51-групповые расчеты двумерной секции ГТ-МГР использовались для изучения пространственной дискретизации. Были проведены три типа расчетов.

В расчете первого типа проводился диффузионный расчет с одной пространственной точкой на TBC с гомогенными сечениями. В расчетах второго и третьего типа расчеты проводились методом поверхностных гармоник, при этом МПГ использовался как нодальный метод решения диффузионного уравнения, и расчеты проводились в два этапа. На первом этапе рассчитывались многогрупповые пробные матрицы для всех типов TBC. В расчете второго типа каждая TBC разделялась на 7 шестиугольников, а в расчете третьего типа - на 331 шестиугольник. Все расчеты использовали 51-групповые спектры из задачи № 1. Показано, что расчет с 7 точками на TBC дает достаточную для проектных расчетов точность расчета: отклонение в кэфф не превышает 0,1 %, а отклонение в реакции деления не превышает 0,8 %.

Число энергетических групп

Для изучения влияния на результаты расчета числа используемых энергетических групп в крупно-сеточном расчете проводились расчеты двумерной секции ГТ-МГР с максимальной пространственной дискретизацией (331 точка на TBC) в 2-х, 13-ти и 51 группе. Показано, что расчет с двумя энергетическими группами дает большие отклонения от 51-групповых расчетов: до 7 % в к,фф и до 17,5 % в реакции деления. В то же время, расчет с 13 энергетическими группами дает достаточную для проектных расчетов точность расчета: до 0,4 % в к^ф и до 0,7 % в реакции деления.

13-групповые расчеты с 7 точками на TBC

До сих пор в качестве проектных расчетов использовались 13-групповые расчеты по программе JAR с 6 точками (6 треугольников) на TBC. 13-групповые расчеты с 7 точками (7 шестиугольников) на TBC, выполняемые методом ПГ по комплексу SUHAM-W очень близки к проектным расчетам. Показано, что отличия 13-групповых расчетов с 7 точками на TBC для такого объекта от 51 групповых расчетов с 331 точками не превышают 0,3 % в кэфф и 1,5 % в скорости реакции деления в TBC. Эти значения являются оценкой методической составляющей погрешности расчета с использованием разработанной проектной методики. Расчет выгорания топлива

В работе изучено влияние графита отражателя и выгорающего поглотителя на выгорание изотопов топлива. Использовались три расчетные модели. Конфигурация, представленная на рисунке 20 использовалась в качестве основной модели. В модели № 1 ячейка ограничивалась внешним радиусом R3, при этом выгорающий поглотитель не учитывался в третьей (от центра) зоне. Модель № 2 отличается от модели № 1 добавлением четвертой зоны (внешний радиус R4), учитывающей графит отражателя. Модель № 3 отличается от модели № 2 учетом выгорающего поглотителя в третьей зоне.

В качестве демонстрации на рисунке 23 представлены кривые изменения ядерных плотностей 240Ри в этих трех расчетных моделях выгорания. Видно, что учет, как графита отражателя, так и выгорающего поглотителя существенно влияют на изменение ядерных плотностей изотопов 240Ри и в процессе выгорания топлива.

Ри-240, ю »

0 200 400 600 800

• - без учета выгорающего поглотителя и графита отражателя

4* - без учета выгорающего поглотителя и с учетом графита

отражателя

* - с учетом выгорающего поглотителя к графита отражателя

Рисунок 23 - Изменения ядерной плотности 240Ри

Проведено применение разработанной поэтапной модели подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР для расчета критичности ячейки топливного компакта (ЯТК) и TBC ГТ-МГР с плутониевым топливом и эрбиевым выгорающим поглотителем. Показано, что погрешность расчета критичности ЯТК с использованием первой модели разработанной поэтапной методики не превышает 0,5 %, а погрешность расчета критичности TBC ГТ-МГР на протяжении почти всей кампании не превышает 1 %.

Таким образом, в четвертой главе описаны основные нейтронно-физические модели, применяемые в предложенной автором поэтапной методике в качестве проектных моделей на этапе расчетов TBC ГТ-МГР, а именно:

■ модель для расчета выгорания топлива;

" модель для расчета выгорания изотопов выгорающего поглотителя;

■ модель для расчета TBC при фиксированных значениях выгорания.

Все модели реализованы с использованием программы WIMS-D. На предложенной модельной задаче изучены основные расчетные приближения. Следующие основные выводы следуют из выполненного изучения:

■ при выборе 51-группового спектра нейтронов в TBC, используемого для подготовки гомогенных сечений TBC, необходимо учитывать графит отражателя;

■ при расчетах объекта такого типа как в предложенной модельной задаче (отсутствие поглощающих стержней, одинаковая начальная изотопная композиция для всех топливных компактов), 13-групповые расчеты с 6 точками на TBC, используемые в качестве проектных расчетов, имеют достаточную для практики точность: отличие от 51-группового расчета с 331 точками на TBC не превышает 0,3 % в кЭфф и 1,5 % в скорости реакции деления в TBC;

■ двухгрупповые расчеты, использованные в качестве проектных на раннем этапе изучения, неприемлемы: ошибка в реакции деления достигает 20 %; в случае большей гетерогенности как внутри TBC (присутствие стержней поглотителя, гетерогенное задание выгорающего поглотителя и др.), так и внутри рассчитываемого объекта (разные TBC) эти ошибки могут возрасти;

■ учет, как графита отражателя, так и выгорающего поглотителя существенно влияет на выгорание топливных изотопов.

Разработанная уточненная методика подготовки групповых гомогенных сечений TBC ГТ-МГР внедрена в практику расчетов ГТ-МГР и используется до настоящего времени. Использование разработанной методики позволило снизить погрешность расчета критичности ЯТК до 0,5 % и TBC ГТ-МГР до 1 %.

В Приложении 5 к диссертации приведена копия акта о внедрении разработанной поэтапной методики в ОКБМ (Нижний Новгород).

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Диссертация посвящена повышению точности, надежности и оперативности предсказания нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов путем разработки эффективных алгоритмов метода поверхностных гармоник, сочетающих в себе достоинства прямых детерминистических методов по точности расчета и инженерных методов по вычислительным затратам, их программной реализации, верификации и применения для решения нейтронно-физических задач.

В диссертации по-новому изложены основные идеи метода поверхностных гармоник. Представленное изложение, является, по мнению автора, более простым и понятным. ...

В диссертации:

■ Разработаны и программно реализованы алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений МПГ для реакторов с квадратной решеткой с разным числом пробных матриц на каждую ячейку (от 3-х до 8-и).

■ Разработаны и программно реализованы алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений МПГ для реакторов с треугольной решеткой с разным числом пробных матриц на каждую ячейку (от 3-х до 6-и);

■ Разработаны и программно реализованы алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в TBC реакторов с треугольной решеткой.

■ Получены необходимые формулы МПГ для трехэтапного расчета двумерного реактора с шестигранными TBC, а также формулы расчета локальных нейтронно-физических функционалов.

■ Получены: новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник в наиболее общем виде; трехмерные уравнения с одной неизвестной на одну ячейку и одну энергетическую группу; уравнения для конечных по высоте систем.

■ Описан разработанный автором комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах, реализующий полученные и существовавшие ранее конечно-разностные уравнения МПГ.

В комплексе SUHAM реализованы:

> - двумерные конечно-разностные уравнения для квадратной решетки с 3, 4, 7 и 8-ю пробными матрицами на каждую ячейку;

> - двумерные конечно-разностные уравнения для треугольной решетки с 3, 4, 5 и 6-ю пробными матрицами на каждую ячейку;

> - двумерные конечно-разностные уравнения для треугольной решетки для трехэтапного расчета активной зоны реактора с шестигранными TBC, а также полученные формулы для расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете;

> - трехмерные конечно-разностные уравнения МПГ для конечных по высоте систем и подготовка эффективных характеристик ячеек для этих уравнений;

> - трехмерные конечно-разностные уравнения МПГ с одной неизвестной на' одну ячейку и одну энергетическую группу и подготовка эффективных поперечных и продольных характеристик ячеек для этих уравнений;

■ На модельных сборках РБМК проведена численная демонстрация преимущества МПГ в вычислительных затратах за счет уменьшения размерности решаемых задач без потери точности расчета: вычислительные затраты уменьшались в 2,5 - 5 раз.

■ На двумерном и трехмерном бенчмарках сборки PWR с заданными 7-групповыми сечениями показано, что вычислительные затраты программы SUHAM в разы меньше вычислительных затрат по программам, использующим такие детерминистические методы, как метод характеристик, метод дискретных ординат и метод вероятностей первых столкновений.

■ На решетках типа PWR и ВВЭР проведена оценка эффекта гомогенизации ячеек. Показано, что гомогенизация ячеек, до сих пор используемая в инженерных программах, для этих решеток приводит к существенным погрешностям:

- эффект гомогенизации ячеек для решеток типа PWR достигает 0,5 % в к3фф, 7,4 % в локальном поглощении и 3,1 % в локальном энерговыделении;

- эффект гомогенизации ячеек для TBC ВВЭР-1000 достигает 1 % в к,фф, 26 % в локальном энерговыделении и 11,6 % в локальном поглощении.

■ На решетках типа PWR, ВВЭР и РБМК исследовано влияние высших пространственных гармоник на точность расчета как на уровне расчета TBC и сборок (мелкая сетка), так и на уровне расчета зоны (крупная сетка). Показано:

- при расчете TBC ВВЭР и TBC и сборок PWR (мелкая сетка) необходимо и, как правило, достаточно использовать конечно-разностные уравнения МПГ с 3-я пробными матрицами на каждую ячейку;

- при расчете зоны ВВЭР (крупная сетка) необходимо и, как правило, достаточно использовать конечно-разностные уравнения МПГ с 6-ю пробными матрицами на каждую TBC;

- при расчете зоны PWR (крупная сетка) и РБМК необходимо и, как правило, достаточно использовать конечно-разностные уравнения МПГ с 8-ю пробными матрицами на каждую TBC.

■ Описана проведенная автором детальная верификация комплекса SUHAM на большом числе бенчмарков:

- TBC реактора PWR с МОХ топливом;

- TBC реактора ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом;

- двухэтапный и трехэтапный расчет модельных сборок РБМК;

- двумерный международный бенчмарк сборки PWR C5G7;

- бенчмарк-расчеты TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом;

- бенчмарки Мостеллера для ячеек PWR с различным топливом;

- двумерный бенчмарк-эксперимент на сборке VENUS-2 с урановым и МОХ топливом;

-трехмерный международный бенчмарк сборки PWR C5G7;

- расчеты выгорания топлива в TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом.

■ Проведено применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО. Показано существенное значение гетерогенных эффектов внутри TBC и кластеров СУЗ для этих расчетов.

■ Проведена верификация формул расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерной зоны ВВЭР-1000.

■ Разработана поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР, с помощью комплекса SUHAM, проведено тестирование отдельных приближений этой модели и ее обоснование. Разработанная модель внедрена в практику расчетов ГТ-МГР в РНЦ КИ и ОКБМ. Использование разработанной методики позволило снизить погрешность расчета критичности ЯТК до 0,5 % и TBC ГТ-МГР до 1 %.

Таким образом, в диссертации разработаны эффективные алгоритмы метода поверхностных гармоник для решения уравнения переноса нейтронов в ядерных реакторах, сочетающих в себе достоинства прямых детерминистических методов по точности расчета и инженерных методов по вычислительным затратам, проведена их программная реализация, верификация и применение для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах разного типа. Разработана и внедрена эффективная поэтапная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР. Совокупность выполненных работ представляет собой решение крупной научной проблемы по повышению точности, надежности и оперативности предсказания нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов в обеспечение безопасности АЭС с реакторами разного типа.

Основные результаты диссертации изложены в следующих работах: 1. Бояринов В.Ф., Лалетин Н. И. Двумерные уравнения метода поверхностных

гармоник для конечных и однородных по высоте решеток // Атомная Энергия,

1991, т. 70, вып. 6, с. 372-376.

2. Бояринов В.Ф. Трехмерные уравнения гетерогенного реактора в методе поверхностных гармоник с одной неизвестной на ячейко-группу // Атомная энергия, 1992, t.72,N3, с. 227-231.

3. Бояринов В.Ф. Применение метода поверхностных гармоник для решения нейтронно-физических задач с гетерогенностью типа ячейка - TBC - реактор // Атомная энергия, 1997, т. 82, вып. 3, март, с. 163-170.

4. Кодочигов Н.Г., Сухарев Ю.П., Марова Е.В., Бояринов В.Ф. и др. Расчегно-экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик активной зоны ГТ-МГР//Атомная энергия, 2007,т. 102, вып. 1, с. 63-68.

5. Лалетин Н. И., Султанов Н.В., Бояринов В.Ф. Комплекс программ WIMS-SU // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1991, вып. 1 с. 26-33.

6. Бояринов В.Ф., Брызгалов В.И., Глушков Е.С. и др. Расчетные нейтронно-физические "benchmark''-исследования реактора типа ГТ-МГР // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2006, вып. 1, с. 110-120.

7. Бояринов В.Ф., Глушков Е.С., Гомин Е.А. и др. Расчетное моделирование экспериментов на критическом стенде АСТРА по изучению физических особенностей ВТГР с кольцевой активной зоной // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2006, вып. 1, с. 120-130.

8. Бояринов В.Ф., Невиница В.А. Восстановление локальных нейтронно-физических функционалов в методе поверхностных гармоник // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып.2, с. 42-48.

9. Бояринов В.Ф. Комплекс программ SUHAM-2D для решения двумерных нейтронно-физических задач в активной зоне ядерных реакторов // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 2, с. 48-58.

10. Бояринов В.Ф. Верификация комплекса программ SUHAM-2D на бенчмарк-расчетах TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 2, с. 59-74.

11. Бояринов В.Ф., Гарин В.П., Глушков Е.С. и др. Расчетно-экспериментальные исследования на критическом стенде АСТРА по профилированию полей энерговыделения в модульном ВТГР с кольцевой активной зоной // ВАНТ, Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 2, с. 96-100.

12. Бояринов В.Ф., Невиница В.А. Применение комплекса программ SUHAM-2D для расчета двумерного бенчмарк-эксперимента на сборке VENUS-2 с урановым и МОХ топливом // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3, с. 27-35.

13. Бояринов В.Ф. Верификация комплекса программ SUHAM-2D на расчетах выгорания топлива в TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3, с. 36-44.

14. Бояринов В.Ф. Реализация трехмерных уравнений метода поверхностных гармоник в комплексе программ SUHAM-3D // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3, с. 44-56.

15. Бояринов В.Ф. Применение комплекса программ SUHAM для расчета бенчмарков Мостеллера для ячеек PWR с различным топливом // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3, с. 56-63.

16. Boyarinov V.F. Use of the Surface Harmonics Method for Calculation of 2D C5G7 MOX Benchmark // Progress in Nuclear Energy, 2004, Vol. 45, No 2-4, pp. 133-142.

17. V.F. Boiarinov. Application of the Surface Harmonic Method for the Solution of the Neutron-Physical Problems with Double Heterogeneity of the 'Cell - Fuel Assembly -Reactor' Type. Preprint IAE-6006/5,1996.

18. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф., Полисмаков А.А. Комплекс программ SUHAM-U, вариант SUHAM-U-WER-01. Препринт ИАЭ-6341/5,2004.

19. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Комплекс программ SUHAM-U-WER-01.Верификация на бенчмарк-расчетах кассет с урановым и МОХ топливом. Препринт ИАЭ-6361/5,2005.

20. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Невиница В.А., Цибульский В.Ф.. Верификация программного комплекса SUHAM-U на основе расчета двумерного benchmark-эксперимента на критической легководной сборке VENUS-2 с урановым и МОХ топливом. Препринт ИАЭ-6378/5, 2005.

21. Бояринов В.Ф. Комплекс программ SUHAM-U-WER-01.1. Трехэтапный расчет двумерного слоя реактора ВВЭР-Ю00 методом поверхностных гармоник. Восстановление локальных нейтронно-физических функционалов. Препринт ИАЭ-6410/5,2006.

22. Бояринов В.Ф. Решение трехмерных уравнений метода поверхностных гармоник с тремя поперечными и двумя продольными пробными матрицами в программном комплексе программ SUHAM-3D. Препринт ИАЭ-6535/5, 2008.

23. Laletin N.I., Sultanov N.V., Boyarinov V.F. Surface Harmonics and Surface Pseudosources Methods / Proceeding of International Conference PHYSOR-90, Marseilles, France, April 23-27,1990, v.2, p. XII-39.

24. Laletin N.I., Sultanov N.V., Boyarinov V.F., et al. WIMS-SU complex of codes and SPEKTR code / Proceeding of International Conference PHYSOR-90, Marseilles, France, April 23-27,1990, vol.4, pp. PV-148.

25. Boyarinov V.F. Use of the Surface Harmonics Method for Calculation of 2D Benchmark C5G7 MOX / Proceeding of International Conference PHYSOR-2002 "The New Frontiers of Nuclear Technology: Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing", Seoul, Korea, October 7-10,2002, Session 8B.

26. Boyarinov V.F., Davidenko V.D., Nevinitsa V.A., Tsibulsky V.F. Application of Surface-Harmonics Code SUHAM-U and Monte-Carlo Code UNK-MC for Calculations of 2D Light Water Benchmark-Experiment VENUS-2 with U02 and MOX Fuel / Proceeding of International Conference PHYSOR-2006 "Advances in Nuclear Analysis and Simulation", Sept. 10-14, 2006, Vancouver, ВС, Canada, on CD-ROM.

27. Boyarinov V.F., Davidenko V.D., Polismakov A.A., Tsibulsky V.F. Surface Harmonics Method for Burnup Calculations of WER-1000 Fuel Assemblies with Uranium and MOX Fuel / Proceeding of International Conference PHYSOR-2006 "Advances in Nuclear Analysis and Simulation", Vancouver, ВС, Canada, Sept. 10-14, 2006, on CD-ROM.

28. Boyarinov V.F., Glushkov E.S., Fomichenko P.A., et al. Computational Analysis of Experimental Results on Spatial Distributions of Fission Reaction Rates in the Annular Core of a Modular HTGR, Obtained at the ASTRA Critical Facility. Paper D044 / Proceeding of International Conference PHYSOR-2006 "Advances in Nuclear Analysis and Simulation", Vancouver, ВС, Canada, September 14-16,2006, on CD-ROM.

29. Boyarinov V., Fomichenko P., Glushkov E., et al. Influence of Calculational Approximations on Temperature Coefficient of Reactivity for a HTGR of the GT-MHR Type / International Conference on the Physics of Reactor PHYSOR-2008 "Nuclear Power: A Sustainable Resource", Interlaken, Switzerland, September 14-19, 2008, Proceeding on CD-ROM.

30. V.F. Boiarinov. Application of the Surface Harmonic Method for the Solution of the Neutron-Physical Problems with the Heterogeneity of the 'Cell - Fuel Assembly -

Reactor' Type / Proceeding of International Conference M&C99 "Joint International Conference on Mathematical Methods and Supercomputing for Nuclear Applications", Saratoga Springs, New-York, USA, October 3-9, 1997, v.2, pp. 955-964.

31.Boyarinov V.F., Fomitchenko P.A. Use of the Surface Harmonics Method for Evaluation of Homogenization Effect for PWR-Type Lattices with MOX Fuel / Proceeding of International Conference M&C99 "Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications", Madrid, Spain, September, 1999, vol. 2, p. 1780.

32. Boyarinov V.F. Investigation of Some Models and Approximations Applied at Calculation of GT-MHR Fuel Assemblies / Proceeding of International Conference M&C2003, Gatlinburg, Tennessee, USA, April 6-11, 2003.

33. Boyarinov V.F., Davidenko V.D., Polismakov A.A., Tsibulsky V.F. New code system SUHAM-U-WER-01. Description and verification calculations of VVER-1000 fuel assemblies with uranium and MOX fuel / International Topical Meeting on Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Biological Application, M&C-2005, Palais des Papes, Avignon, France, Sept. 12-15,2005, Proceeding on CD-ROM.

34. Boyarinov V.F., Davidenko V.D., Polismakov A.A. and Tsibulsky V.F. Generation of Multigroup Cross-Sections from Microgroup Ones in Code System SUHAM-U Used for WER-1000 Reactor Core Calculations with MOX Loading / International Topical Meeting on Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Biological Application, M&C-2005, Palais des Papes, Avignon, France, September 1215, 2005, Proceeding on CD-ROM.

35. V.F. Boyarinov, V.F. Tsibulsky, A.D. Klimov, et al. System Analysis of Nuclear Safety of VVER Reactor with MOX Fuel / International Topical Meeting on Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Biological Application, M&C-2005, Palais des Papes, Avignon, France, September 12-15, 2005, Proceeding on CD-ROM.

36. Boyarinov V.F., Nevinitsa V.A. Reconstruction of the local neutron-physical functional in surface harmonics method / Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computation and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C + SNA 2007) Monterey, California, April 15-19, 2007, Proceeding on CD-ROM.

37. Boyarinov V.F. and Sultanov N.V. Application of SUHAM-U code for calculation of the computational benchmarks for the Doppler reactivity defect / Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computation and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C + SNA 2007). Monterey, California, April 15-19, 2007, Proceeding on CD-ROM.

38. Boyarinov V.F. Realization of 3D equations of surface harmonics method in SUHAM-3D code / International Conference on Mathematics, Computational Methods and Reactor Physics, M&C-2009, Saratoga Springs, New York, May 3-7, 2009, Proceeding on CD-ROM.

39. Boyarinov V.F. SUHAM-2.5 Code for Solving 2D Finite-Difference Equations of the Surface Harmonics Method in Square and Triangular Lattices / Proceeding of Annual Meeting on Nuclear Technology'99, Karlsruhe, Germany, May 18-20, 1999, pp. 23 -26.

40. Boyarinov V.F., Fomichenko P.A. Use of the Surface Harmonics Method for Evaluation of Homogenization Effect for VVER-Type Lattices with Uranium and MOX Fuel. Proceeding of Annual Meeting on Nuclear Technology'2000, Bonn, Germany, May 2325,2000, pp. 47-50.

41. Boyarinov V.F., Glushkov E.S., Davidenko V.D., et al. Development and calculation of neutronic benchmark models for the GT-MHR type reactor cells / The 2nd International Topical Meeting on HTR Technology, Beijing, INET, China, September 22-24, 2004, on CD-ROM.

42. Бояринов В.Ф. Исследование различных способов организации итераций в методе поверхностных гармоник, связанных с зависимостью сечений от К,ф / Материалы IX семинара по проблемам физики реакторов. Москва, МИФИ, "Волга-95", 4-8 сентября 1995, т.1,с.117-119.

43. Бояринов В.Ф., Ковалишин A.A. Учет сопряженной функции в методе поверхностных гармоник с объемной невязкой / Материалы IX семинара по проблемам физики реакторов. Москва, МИФИ, "Волга-95", 4-8 сентября 1995, т.1, с.120-122.

44. Бояринов В.Ф., Елыпин A.B. Метод сферических гармоник для расчета антисимметричных пробных функций в ячейках ядерного реактора / Материалы XII семинара по проблемам физики реакторов. Москва, МИФИ, "Волга-2002", 2-6 сентября 2002, с. 207-209.

45. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Полисмаков A.A., Цибульский В.Ф.. Комплекс программ SUHAM-R для расчета нейтронно-физических процессов в активной зоне ядерных реакторов типа ВВЭР методом поверхностных гармоник. Вариант SUHAM-R-2D-WER-01 / Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов. Москва, МИФИ, Волга-2004, 2-6 сентября 2004, с. 193-195.

46. Бояринов В.Ф., Глушков Е.С., Зимин A.A., Компаниец Г.В., Невиница В.А. , Марова Е.В., Д.Н. Поляков, A.C. Пономарев, Сухарев Ю.П., Фомиченко П.А. Профилирование полей энерговыделения в модульном высокотемпературном газовом реакторе с кольцевой активной зоной / Материалы XV семинара по проблемам физики реакторов «Актуальные проблемы физики ядерных реакторов - эффективность, безопасность, нераспространение». Москва, МИФИ, Волга-2008, 2-6 сентября 2008, с. 156-158.

47. Бояринов В.Ф., Фомиченко П.А. Использование метода поверхностных гармоник для оценки эффекта гомогенизации элементарных ячеек при расчете TBC реактора ВВЭР-1000 с МОХ топливом / Труды семинара "Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-99", Обнинск, 2000, с. 218-224.

48. В.Ф. Бояринов, В.Д. Давиденко, А.А.Полисмаков, В.Ф. Цибульский. Комплекс программ SUHAM-U, вариант SUHAM-U-WER-01 / Труды семинара "Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2004", октябрь 26-29, г. Обнинск, 2004, на CD.

49. Бояринов В.Ф., Буколов С.Н., Климов А.Д. др. Расчетная оценка экспериментов типа benchmark на критической сборке VENUS-2 / Труды семинара "Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2005", ноябрь 8-10,2005, Обнинск, на CD.

50. Бояринов В.Ф., Глушков Е.С., Фомиченко П.А. и др. Комплексное расчетное моделирование физических особенностей установившегося режима перегрузок ВТГР блочного типа с кольцевой активной зоной / Труды семинара "Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2005", ноябрь 8-10, 2005, г. Обнинск, на CD.

51. Бояринов В.Ф., Брызгалов В.И., Глушков Е.С. и др. Benchmark исследования моделей реактора типа ГТ-МГР / Труды семинара "Алгоритмы и программы

нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2005", ноябрь 810,2005, г. Обнинск, на CD.

52. Бояринов В.Ф., Султанов Н.В. Применение программы SUHAM-U для расчетного анализа бенчмарков для коэффициентов реактивности Доплера / Труды семинара "Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2006", 31 октября - 03 ноября, 2006, г. Обнинск, на CD.

53. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Полисмаков A.A., Цибульский В.Ф. Верификационные расчеты по программе SUHAM-U TBC реактора ВВЭР- 1000 с урановым и МОХ топливом / Труды семинара "Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2006, 31 октября

- 03 ноября 2006, г. Обнинск, на CD.

54. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Полисмаков A.A., Цибульский В.Ф. Верификация программы SUHAM-U на расчетах выгорания топлива в TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом / Труды семинара "Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2006, 31 октября

- 03 ноября. 2006, г. Обнинск, на CD.

55. Бояринов В.Ф., Глушков Е.С., Давиденко В.Д. и др. Анализ факторов, определяющих неопределенности при оценке нейтронно-физических характеристик реакторов типа ГТ-МГР / Труды семинара "Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2006", 31 октября - 03 ноября 2006, г. Обнинск, на CD.

Подписано в печать 09.09.2009. Формат 60x90/16 Печать офсетная. Усл. печ. л. 2,5 Тираж 80 экз. Заказ 99.

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

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ДВУМЕРНЫЕ УРАВНЕНИЯ И АЛГОРИТМЫ МЕТОДА ПОВЕРХНОСТНЫХ ГАРМОНИК, РЕАЛИЗОВАННЫЕ В КОМПЛЕКСЕ ПРОГРАММ SUHAM

1.1 Основы метода поверхностных гармоник

1.2 Двумерные конечно-разностные уравнения для квадратной решетки

1.3 Двумерные конечно-разностные уравнения для треугольной решетки

1.4 Алгоритм расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой

1.5 Алгоритм расчета пробных матриц в шестигранной ТВС

1.6 Трехэтапный расчет двумерного реактора с шестигранными ТВС

ГЛАВА 2. ТРЕХМЕРНЫЕ УРАВНЕНИЯ МЕТОДА ПОВЕРХНОСТНЫХ ГАРМОНИК

2.1 Трехмерные уравнения метода поверхностных гармоник, квадратная решетка

2.2 Конечно-разностные уравнения для конечных по высоте систем

2.2.1 Программная реализация конечно-разностных уравнений для конечных по высоте систем и оценка получаемого уточнения

2.3 Трехмерные конечно-разностные уравнения с одной неизвестной на одну ячейку и одну энергетическую группу

ГЛАВА 3. КОМПЛЕКС ПРОГРАММ SUHAM ДЛЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

3.1 Структура комплекса SUHAM

3.2 Верификация комплекса SUHAM

3.2.1 Верификация комплекса SUHAM-W

3.2.1.1 Расчет решеток PWR с МОХ топливом

3.2.1.2 Расчет ТВС реактора ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом

3.2.1.3 Нодальные возможности Mill

3.2.1.4 Двухэтапный и трехэтапный расчеты модельных сборок РБМК

3.2.2 Двумерный международный бенчмарк С5G

3.2.3 Применение комплекса SUHAM-W для исследования методической составляющей неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД

3.2.4 Верификация комплекса SUHAM-U

3.2.4.1 Выбор числа и границ энергетических групп

3.2.4.2 Бенчмарк-расчеты TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом

3.2.4.3 Расчеты бенчмарков Мостеллера для ячеек PWR с различным топливом

3.2.4.4 Расчет двумерного бенчмарк-эксперимента на сборке VENUS-2 с урановым и МОХ топливом

3.2.4.5 Верификация формул расчета локальных нейтронно-физических функционалов

3.2.5 Верификация трехмерных уравнений Mill в комплексе программ SUHAM-3D

3.2.6 Расчеты выгорания топлива в TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом

ГЛАВА 4. ПОЭТАПНАЯ МЕТОДИКА ПОДГОТОВКИ ГРУППОВЫХ СЕЧЕНИЙ TBC ГТ-МГР

4.1 Описание поэтапной методики подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР

4.2 Расчетное исследование двумерной модельной задачи

4.3 Применение разработанной методики

В связи с планируемым ускорением развития ядерной энергетики возрастают требования к ее безопасности, и, следовательно, к точности, надежности и оперативности предсказания поведения ядерных энергетических объектов в различных ситуациях. За последние годы происходило заметное развитие методов, алгоритмов и расчетных кодов для решения уравнения переноса излучения для различных ядерных приложений, связанное в первую очередь с бурным развитием вычислительной техники, с появлением возможности рассчитывать прямыми численными методами задачи большой размерности, например, полномасштабные ядерные энергетические реакторы. Методы решения уравнения переноса излучения можно разделить на следующие группы:

Метод Монте-Карло.

Прямые детерминистические методы: метод характеристик, Эм метод, метод вероятностей первых столкновений и др.

Инженерные методы: как правило, в той или иной форме используют приближение пространственной гомогенизации, диффузионный или нодальный диффузионный метод, сочетание прямых и нодальных диффузионных методов.

Решение уравнения переноса нейтронов во всем объеме современных ядерных реакторов даже на современных компьютерах является достаточно тяжелой задачей. При этом, прямые детерминистические методы, такие как метод характеристик, 8м метод и другие, в принципе, с такой задачей справляются, но, как правило, с весьма значительными вычислительными затратами.

Инженерные подходы, как правило, основываются на том или ином механизме пространственной гомогенизации и дальнейшем решении системы малогрупповых диффузионных уравнений, в том числе и с привлечением нодальных методов. При этом, вычислительные затраты инженерных подходов вполне удовлетворительные. Приемлемая точность расчета достигается за счет настройки инженерных программ на расчеты определенных состояний конкретного аппарата с помощью корректирующих параметров, основанные на результатах более точных расчетов, на результатах экспериментов на сборках и стационарных измерений на реакторах. Однако даже используемые в этих программах поправки не гарантируют корректного описания поведения реактора вдали от этих состояний и при аварийных ситуациях.

Поэтому очень важными являются работы, нацеленные на замену инженерных методов и программ расчета реактора на методы и программы нового поколения, не использующие метод гомогенизации и диффузионное приближение, решающие уравнение переноса во всем объеме реактора непосредственно на основе файлов ядерных данных и при этом имеющие небольшие вычислительные затраты. Данная диссертация делает крупный шаг в этом направлении.

Особое место среди методов решения уравнения переноса занимает метод поверхностных гармоник, предложенный проф. Н.И. Лалетиным. Метод поверхностных гармоник занимает промежуточное место между детерминистическими и инженерными методами и обладает достоинствами первых по точности расчета и вторых по вычислительным затратам. Метод поверхностных гармоник является методом решения уравнения переноса нейтронов во всем объеме ядерного реактора и позволяет заменить решение одной задачи большой размерности на решение большого числа задач существенно меньшей размерности и, как следствие, имеет небольшие вычислительные затраты. Решение в каждом фрагменте реактора (ячейке, TBC) представляется в виде линейной комбинации пробных решений с произвольными коэффициентами. Разные пробные решения отличаются друг от друга граничными условиями. Моменты общего решения в этих фрагментах приравниваются на границах между этими фрагментами. В результате получаются конечно-разностные уравнения для неизвестных коэффициентов при пробных решениях.

Важной особенностью метода поверхностных гармоник является то, что уже в низших приближениях метода достигаются приемлемые для практики точности расчета основных нейтронно-физических функционалов, сравнимые с точностями прямых детерминистических методов, и небольшие вычислительные затраты, сравнимые с вычислительными затратами инженерных методов. Это связано, в первую очередь, с тем, что пробные решения упорядочены по степени их важности, по степени их влияния на основные нейтронно-физические функционалы.

В начале 90-х годов, когда начиналась работа над данной диссертацией, уже были заложены основные положения метода поверхностных гармоник: получены основные двумерные и трехмерные конечно-разностные уравнения для разных типов решеток, разработаны программы для расчета симметричных и антисимметричных пробных решений в гетерогенных ячейках. Однако программная реализация и верификация полученных конечно-разностных уравнений практически отсутствовала. Поэтому проверка полученных уравнений проводилась с использованием программ решения конечно-разностного группового уравнения диффузии с дополнительными приближениями и только с использованием первых трех пробных решений. Кроме этого, возникала необходимость получения дополнительных конечно-разностных уравнений, в частности, уравнений для конечных по высоте систем и др., а также необходимость разработки алгоритмов реализации этих уравнений как внутри TBC, так и во всем реакторе. Поэтому актуальной является решение крупной научной проблемы по повышению точности, надежности и оперативности предсказания нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов в различных ситуациях путем разработки эффективных методик и алгоритмов метода поверхностных гармоник.

Основные цели диссертационной работы кратко формулируются в следующем виде.

Повышение точности, надежности и оперативности предсказания нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов путем разработки эффективных алгоритмов метода поверхностных гармоник для решения уравнения переноса нейтронов, сочетающих в себе достоинства прямых детерминистических методов по точности расчета и инженерных методов по вычислительным затратам, их программной реализации, верификации и применения для решения нейтронно-физических задач. Разработка и внедрение эффективной уточненной методики подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР.

Для достижения поставленной цели автор решил следующие задачи:

1. Развитие метода поверхностных гармоник, получение новых конечно-разностных уравнений и разработка алгоритмов и программного обеспечения для двумерного и трехмерного расчета нейтронно-физических процессов в ядерных реакторах с квадратной и треугольной решетками.

2. Создание программного комплекса SUHAM, реализующего основные двумерные и трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник для реакторов с квадратной и треугольной решетками.

3. Детальная верификация разработанных методик и программного обеспечения, демонстрация применения и эффективности.

4. Разработка и внедрение эффективной уточненной методики подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР.

Актуальность работы по развитию и разработке методов и программ, реализующих уравнения метода поверхностных гармоник, определяется необходимостью надежного и оперативного проведения большого количества поисковых и проектных нейтронно-физических расчетов различных ядерных реакторов с достаточной для практики точностью и с небольшими вычислительными затратами.

Научная новизна результатов, представленных в диссертации материалов состоит в следующем.

Разработаны и программно реализованы алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник в ядерных реакторах с квадратной решеткой с разным числом пробных матриц на каждую ячейку (от 3-х до 8-и).

Разработаны и программно реализованы алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник в ядерных реакторах с треугольной решеткой с разным числом пробных матриц на каждую ячейку (от 3-х до 6-и).

Разработаны и программно реализованы алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в TBC реакторов с треугольной решеткой.

Получены формулы для трехэтапного расчета двумерного реактора с шестигранными TBC методом поверхностных гармоник, а также формулы расчета локальных нейтронно-физических функционалов. Получены: новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник в наиболее общем виде; трехмерные уравнения с одной неизвестной на одну ячейку и одну энергетическую группу; уравнения для конечных по высоте систем.

Создан комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах, реализующий конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник, описанные в диссертации. Проведены: детальная верификация комплекса SUHAM на большом числе бенчмарков; исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек; исследование влияния высших пространственных гармоник на точность расчета; применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

Разработана и внедрена в практику расчетов ГТ-МГР в РИД КИ и ОКБМ поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР.

Достоверность полученных результатов, а именно уравнений, формул, алгоритмов и комплекса программ SUHAM подтверждена большим объемом верификационного материала для ядерных реакторов разных типов.

Практическая ценность полученных результатов определяется, во-первых, тем, что уравнения, формулы и алгоритмы ориентированы на любые типы реакторов, которые характеризуются регулярной решеткой того или иного типа, и, во-вторых, тем, что практически все уравнения и формулы программно реализованы (комплекс SUHAM) и верифицированы.

Проведено исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек. Показана важность учета гетерогенных эффектов при расчете весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

Разработанная поэтапная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР внедрена в практику расчетов ГТ-МГР в РНЦ КИ и ОКБМ. Использование разработанной методики позволило снизить погрешность расчета критичности TBC ГТ-МГР до 1 %.

Личный вклад автора. Все основные результаты диссертации получены лично автором.

Автору диссертации принадлежат:

Программно реализованные и верифицированные алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник в ядерных реакторах с квадратной и треугольной решетками с разным числом пробных матриц на каждую ячейку.

Алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в TBC реакторов с треугольной решеткой.

Формулы и программно реализовнные алгоритмы расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерного реактора с шестигранными TBC.

Новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник в наиболее общем виде, трехмерные уравнения с одной неизвестной на одну ячейку и одну энергетическую группу, уравнения для конечных по высоте систем.

Комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах и его верификация; комплекс SUHAM-U создан в рамках проекта МНТЦ под руководством и непосредственном участии автора.

Исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек, а также влияния высших пространственных гармоник на точность расчета.

Численная демонстрация преимущества метода поверхностных гармоник в вычислительных затратах за счет уменьшения размерности решаемых задач.

Применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.

Поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР и ее верификация.

Апробация работы. Основные положения диссертации докладывались на следующих конференциях и семинарах:

- Семинары по проблемам физики реакторов (МИФИ, COJI "ВОЛГА", 1995, 2002, 2004, 2006, 2008);

- Семинары по нейтронно-физическим проблемам атомной энергетики "НЕЙТРОНИКА" (г. Обнинск, 1999, 2004, 2005, 2006, 2007, 2008);

- Международные конференции по математическим методам и расчетам ядерных реакторов М&С (Саратога, США, 1997; Мадрид, Испания, 1999;

Гатлинбург, США, 2003; Авиньон, Франция, 2005; Монтерей, США, 2007; Саратога, США, 2009);

- Международные конференции по физике ядерных реакторов "PHYSOR" (Марсель, Франция, 1990; Сеул, Корея, 2002; Ванкувер, Канада, 2006; Интерлэйкен, Швейцария, 2008);

- Международные конференции по ядерным технологиям, Kerntechnik (Карлсруе, Германия, 1999, Бон, Германия, 2000);

- 2-и международный тематический семинар по технологии ВТГР, INET (Пекин, Китай, 2004).

- Международные семинары OECD/NEA по анализу расчетной неопределенности при моделировании реакторов (Пиза, Италия, 2006; Гарчинг, Германия, 2008).

- 3й международный семинар OECD/NEA по реакторным системам (Париж, Франция, 2006).

Отдельные части представленной работы отмечены премией ИАЭ им. И.В. Курчатова за лучшую научную работу в 1997 г.

Публикации. По теме работы опубликовано более 100 научных работ в виде научных статей в отечественных и зарубежных журналах, в сборниках докладов российских и международных конференций, препринтов и научно-технических отчетов РНЦ КИ, в том числе 15 в ведущих рецензируемых научных журналах. Автор выносит на защиту:

Программно реализованные и верифицированные алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник в ядерных реакторах с квадратной и треугольной решетками с разным числом пробных матриц на каждую ячейку;

Алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в TBC реакторов с трегольной решеткой;

Формулы и программно реализованные алгоритмы расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерного реактора с шестигранными TBC и их верификацию;

Новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник;

Комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах и его верификацию.

Исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек, а также влияния высших пространственных гармоник на точность расчета.

Поэтапную уточненную методику подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР и ее верификацию.

Представленные в диссертационной работе материалы сгруппированы в четыре главы.

В первой главе диссертационной работы приведено новое изложение основ метода поверхностных гармоник, которое не меняет их сути, но, по мнению автора, более простое для понимания. Описан проведенный автором вывод системы двумерных конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник (МПГ) для квадратной решетки с восемью пробными матрицами на каждую ячейку в том виде, в котором она реализована в комплексе SUHAM. Конечно-разностные уравнения для меньшего числа пробных матриц получены как частные случаи этой системы. Приведены реализованные автором в комплексе программ SUHAM двумерные конечно-разностные уравнения МПГ для треугольной решетки с разным числом пробных матриц и разработанные алгоритмы их решения, реализованные в комплексе программ SUHAM. Описаны разработанные автором алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в TBC реакторов с треугольной решеткой. Описан алгоритм трехэтапного расчета двумерного реактора с шестигранными TBC и полученные автором формулы расчета локальных нейтроннофизических функционалов после трехэтапного расчета с разным числом пробных матриц на каждую TBC.

Во второй главе диссертационной работы описаны: полученные автором новые трехмерные конечно-разностных уравнения метода поверхностных гармоник в наиболее общем виде; трехмерные уравнения с одной неизвестной на одну ячейку и одну энергетическую группу; уравнения для конечных по высоте систем.

В третьей главе диссертационной работы описан разработанный автором комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах, реализующий конечно-разностные уравнения Mili'. Описаны проведенные автором: детальная верификация комплекса SUHAM на большом числе бенчмарков; применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО; верификация формул расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерной зоны реакторов с шестигранными TBC; исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек и влияния высших пространственных гармоник на точность расчета а также численная демонстрация преимущества МПГ в вычислительных затратах за счет уменьшения размерности решаемых задач без заметной потери точности расчета.

В четвертой главе диссертационной работы описана разработанная автором поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР, а также применение комплекса SUHAM для тестирования и обоснования этой модели. Разработанная модель внедрена в практику расчетов ГТ-МГР в РНЦ КИ и ОКБМ.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Диссертация посвящена повышению точности, надежности и оперативности предсказания нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов путем разработки алгоритмов и программ решения уравнения переноса нейтронов в ядерных реакторах на основе метода поверхностных гармоник. Ориентация на использование именно метода поверхностных гармоник связана с тем, что МПГ является наиболее последовательным методом, который позволяет заменить решение одной задачи большой размерности на решение большого числа задач существенно меньшей размерности без заметной потери точности расчета основных нейтронно-физических функционалов и как следствие, имеет небольшие вычислительные затраты.

В диссертации в несколько ином виде, чем в основополагающих работах по МПГ изложены основные идеи метода. Представленное изложение, является, по мнению автора, более простым и понятным.

В диссертации:

Разработаны и программно реализованы алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений МПГ для реакторов с квадратной решеткой с разным числом пробных матриц на каждую ячейку (от 3-х до 8-и).

Разработаны и программно реализованы алгоритмы решения двумерных групповых конечно-разностных уравнений МПГ для реакторов с треугольной решеткой с разным числом пробных матриц на каждую ячейку (от 3-х до 6-и);

Разработаны и программно реализованы алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в TBC реакторов с треугольной решеткой.

Получены необходимые формулы МПГ для трехэтапного расчета двумерного реактора с шестигранными TBC, а также формулы расчета локальных нейтронно-физических функционалов.

Получены: новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных гармоник в наиболее общем виде; трехмерные уравнения с одной неизвестной на одну ячейку и одну энергетическую группу; уравнения для однородных конечных по высоте систем.

Описан разработанный автором комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах, реализующий полученные и существовавшие ранее конечно-разностные уравнения Mill ; в комплексе SUHAM реализованы: двумерные конечно-разностные уравнения для квадратной решетки с 3, 4, 7 и 8-ю пробными матрицами на каждую ячейку; двумерные конечно-разностные уравнения для треугольной решетки с 3, 4, 5 и 6-ю пробными матрицами на каждую ячейку; двумерные конечно-разностные уравнения для трехэтапного расчета активной зоны реактора с шестигранными TBC, а также полученные автором формулы расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете; трехмерные конечно-разностные уравнения МПГ для конечных по высоте систем и подготовка эффективных характеристик ячеек для этих уравнений; трехмерные конечно-разностные уравнения МПГ с одной расчетной точкой на одну ячейку и одну энергетическую группу и подготовка эффективных поперечных и продольных характеристик ячеек для этих уравнений;

Описана проведенная автором детальная верификация комплекса SUHAM на большом числе бенчмарков:

TBC реактора PWR с МОХ топливом;

TBC реактора ВВЭР-1 ООО с урановым и МОХ топливом; двухэтапный и трехэтапный расчет модельных сборок РБМК; двумерный международный бенчмарк сборки PWR C5G7; бенчмарк-расчеты TBC ВВЭР-1 ООО с урановым и МОХ топливом; бенчмарки Мостеллера для ячеек PWR с различным топливом; двумерный бенчмарк-эксперимент на сборке VENUS-2 с урановым и МОХ топливом; трехмерный международный бенчмарк сборки PWR C5G7; верификация трехмерных уравнений Mill в комплексе программ SUHAM; расчеты выгорания топлива в TBC ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом.

На модельных сборках РБМК с использованием разработанного комплекса SUHAM автором проведена численная демонстрация преимущества МПГ в вычислительных затратах за счет уменьшения размерности решаемых задач без потери точности расчета: вычислительные затраты уменьшались в 2,5 - 5 раз.

На двумерном бенчмарке сборки PWR с заданными 7-групповыми сечениями автором показано, что вычислительные затраты программы SUHAM более, чем на порядок, меньше вычислительных затрат по программам, использующим такие детерминистические методы, как метод характеристик и метод вероятностей первых столкновений.

На трехмерном бенчмарке сборки PWR с заданными 7-групповыми сечениями автором показано, что вычислительные затраты программы SUHAM в разы меньше вычислительных затрат по программам, использующим такие детерминистические методы, как метод характеристик и метод дискретных ординат.

На решетках типа PWR и ВВЭР проведена оценка эффекта гомогенизации ячеек. Показано, что гомогенизация ячеек для этих решеток приводит к существенным погрешностям: эффект гомогенизации ячеек для TBC PWR достигает 0,5 % в &Эфф, 7,4 % в локальном поглощении и 3,1 % в локальном энерговыделении; эффект гомогенизации ячеек для TBC ВВЭР-1000 достигает 1 % в £эфф, 26 % в локальном энерговыделении и 11,6 % в локальном поглощении.

На решетках типа PWR, ВВЭР и РБМК исследовано влияние высших пространственных гармоник на точность расчета как на уровне расчета TBC (мелкая сетка), так и на уровне расчета зоны (крупная сетка). Показано: при расчете TBC ВВЭР и TBC и сборок PWR (мелкая сетка) необходимо и, как правило, достаточно использовать конечно-разностные уравнения Mill с 3-я пробными матрицами на каждую ячейку: погрешность в £Эфф не превышает 0,2 %, а в среднем по модулю энерговыделению в твэле не превышает 1 %; при расчете зоны ВВЭР (крупная сетка) необходимо и, как правило, достаточно использовать конечно-разностные уравнения МПГ с 6-ю пробными матрицами на каждую TBC; при расчете зоны PWR (крупная сетка) и РБМК необходимо и, как правило, достаточно использовать конечно-разностные уравнения МПГ с 8-ю пробными матрицами на каждую TBC.

Автором проведено применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО. Показано, что влияние гетерогенных эффектов может достигать 1 % в &эфф и до 22 % в весах групп стержней.

Автором проведена верификация формул расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерной зоны ВВЭР-1000 с разным числом пробных матриц на каждую TBC.

Автором разработана поэтапная модель подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР, с помощью комплекса SUHAM проведено тестирование отдельных приближений этой модели и ее обоснование. Разработанная методика внедрена в практику расчетов ГТ-МГР в РНЦ КИ и ОКБМ.

Таким образом, в диссертации разработаны эффективные алгоритмы метода поверхностных гармоник для решения уравнения переноса нейтронов в ядерных реакторах, сочетающих в себе достоинства прямых детерминистических методов по точности расчета и инженерных методов по вычислительным затратам, проведена их программная реализация, верификация и применение для решения нейтронно-физических задач в ядерных реакторах. Разработана и внедрена эффективная уточненная поэтапная методика подготовки групповых сечений TBC ГТ-МГР. Совокупность выполненных работ представляет собой решение крупной научной проблемы по повышению точности, надежности и оперативности предсказания нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов в обеспечение безопасности АЭС с реакторами разного типа.

1. Мараказов А.А., Новиков А.Н., и др. Аннотация программы БИПР-7 // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1999, вып. 1, с. 29-31.

2. Ярославцева Л.Н. Комплекс программ J ARB для расчета нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, вып. 8 (37), 1983, с. 41-43.

3. Babaytsev M.N., Fedosov A.M., Glembotsky A.V. et al. The STEP AN Code for RBMK Reactor Calculation. Preprint IAE-5660/5, 1995.

4. Лалетин Н.И., Елыпин A.B. Уравнение метода гомогенизации гетерогенного реактора//Атомная энергия, 1977, т. 43, вып. 4, с. 247-253.

5. Лалетин Н.И., Об уравнениях гетерогенного реактора. Вопросы атомной науки и техники// Сер. Физика ядерных реакторов, 1981, т. 5, 18, с. 31-46.

6. Laletin N.I. Basic Principles for Developing Equations for Heterogeneous Reactors A Modification of the Homogenization Method // Nuclear Science and Engineering, 1983, v. 85, p. 133-138.

7. Кочуров Б.П. О расчете гетерогенного реактора в дипольном приближении. Препринт ИТЭФ-141, М., 1976.

8. Кочуров Б.П., Малафеев В.М. Разностный подход к решению уравнений гетерогенного реактора// Атомная энергия, 1977, т. 42, вып.2, с. 87.

9. Кочуров Б.П. Численные методы в теории гетерогенного реактора. М., Атомиздат, 1980.

10. Галанин А.Д. Теория гетерогенного реактора. М., Атомиздат, 1971.

11. Weiss Z., Jonbert W. Alternative Method of Solution Response Matrix Equations / International Topical Meeting Advances in Mathematics, Computations and Reactor Physics. Pittsburg, USA, April 28 May 2, 1991, v. 5, p. 21.2 2-1.

12. Laletin N.I., Sultanov N.V., Boiarinov V.F. Comparison of the Sequence FCPM ICM - NM with the Sequence SPSM - SHM - SHM / International Meeting Advances in Reactor Physics, Charleston, USA, March, 1992.

13. Casal J.J., Stammler R.J.J., Villarino E.A. and Ferri A.A. HELIOS: Geometric capabilities of a new fuel-assembly program / International Topical Meeting on

14. Advances in Mathematics, Computations and Reactor Physics. Pittsburg, Pennsylvania, USA, April 28 May 2, 1991, Vol. 2, p. 10.2.1 1-13.

15. Villarino E.A., Stammler R.J.J., Ferri A.A. and Casal J.J. Angularly Dependent Collision Probabilities // Nuclear Science and Engineering, 1992, v. 112, p. 16-31.

16. H. И. Лалетин, A.B. Ельшин. Вывод конечно-разностных уравнений гетерогенного реактора. 1. Квадратная решетка блоков. Препринт ИАЭ-3280/5, М., 1980.

17. Н. И. Лалетин, А.В. Ельшин. Вывод конечно-разностных уравнений гетерогенного реактора. 2. Квадратная, треугольная и «двойная» решетка блоков. Препринт ИАЭ-3158/5, М., 1981.

18. Н. И. Лалетин, А.В. Ельшин. Вывод конечно-разностных уравнений гетерогенного реактора. 3. Трехмерный гетерогенный реактор. Препринт ИАЭ-4090/5, М., 1985.

19. Лалетин Н. И., Ельшин А.В. Система уточненных конечно-разностных уравнений для трехмерного гетерогенного реактора // Атомная Энергия, 1986, т. 60, вып. 2, февраль, с. 96-99.

20. Laletin N.I., Sultanov N.V., Boyarinov V.F. Surface Harmonics and Surface Pseudosources Methods / Proceeding of International Conference PHYSOR-90, Marseilles, France, April 23-27, 1990, v.2, p. XII-39, ANS/ENS.

21. Laletin N.I. Advanced Approaches for Neutron-Physical Calculations of Nonuniform Reactor Lattices / Final report of TIC: "Theoretical Investigations of Physical Properties of WWER-Type Uranium-Water Lattices", v. 2, Akademiai Kiado, Budapest, 1994.

22. Boyarinov V.F. SUHAM-2.5 Code for Solving 2D Finite-Difference Equations of the Surface Harmonics Method in Square and Triangular Lattices / Proceeding of Annual Meeting on Nuclear Technology'99, Karlsruhe, Germany, May 18-20, 1999, pp. 23 26.

23. Laletin N.I., Kovalishin A.A. The Influence of the Higher Surface Harmonics Method by Calculations RBMK and WER Lattices. Proceeding of International Conference PHYSOR-96, Mito, Japan, 1996, v. 1, A-249.

24. Бояринов В.Ф. Комплекс программ SUHAM-2D для решения двумерных нейтронно-физических задач в активной зоне ядерных реакторов // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 2, с. 48-58.

25. Лалетин Н. И., Султанов Н.В., Бояринов В.Ф., Войтовецкий С.В. Комплекс программ WIMS-SU // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1991, вып. 1 с. 26-33.

26. Laletin N.I., Sultanov N.V., Boyarinov V.F., et al. WIMS-SU complex of codes and SPEKTR code / Proceeding of International Conference PHYSOR-90, Marseilles, France, April 23-27, 1990, vol.4, pp. PV-148.

27. Сидоренко В.Д. Аннотация программы УНИРАСОС-2 // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1991, вып. 1 с. 27-29.

28. Сидоренко В.Д. и др. Аннотация программы КАССЕТА-2 // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1991, вып. 1 с. 29-31.

29. V.F. Boiarinov. Application of the Surface Harmonic Method for the Solution of the Neutron-Physical Problems with Double Heterogeneity of the 'Cell Fuel Assembly-Reactor' Type. Preprint IAE-6006/5, M., 1996.

30. Бояринов В.Ф. Применение метода поверхностных гармоник для решения нейтронно-физических задач с гетерогенностью типа ячейка — ТВ С — реактор // Атомная энергия, 1997 т. 82, вып. 3, с. 163-170.

31. Бояринов В.Ф. Комплекс программ SUHAM-U-VVER-01.1. Трёхэтапный расчет двумерного слоя реактора ВВЭР-1000 методом поверхностных гармоник. Восстановление локальных нейтронно-физических функционалов. Препринт ИАЭ-6410/5, М., 2006.

32. Бояринов В.Ф., Невиница В.А. Восстановление локальных нейтронно-физических функционалов в методе поверхностных гармоник // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып.2, с. 42-48.

33. Бояринов В.Ф., Лалетин Н. И. Двумерные уравнения метода поверхностных гармоник для конечных и однородных по высоте решеток // Атомная Энергия, 1991, т. 70, вып. 6, с. 372-376.

34. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. Пер. с англ. Под ред. Я.В. Шевелева. М., ИЛ, 1961.

35. Султанов Н.В. Многогрупповая программа расчета цилиндрической ячейки "РАЦИЯ". Препринт ИАЭ 3536/5, М., 1982.

36. Лалетин Н.И., Султанов Н.В., Лизоркин М.П. Расчет обобщенным методом гомогенизации сборок ЗР-6. Материал ВМК, ГДР, апрель, 1983.

37. Лалетин Н.И., Султанов Н.В. Применение метода поверхностных гармоник для расчета сборок ЗР-6. Материал ВМК, ЧССР, май, 1985.

38. Pearce D.F. JOSHUA-III-A Three-Dimensional Diffusion Code with Thermal Hydraulic Feedback for Fuel Management Studies in Water Cooled Reactors. AEEW-R788, 1973.

39. Лизоркин М.П., Курченкова Г.И., Лебедев В.И. Аннотация программы ПЕРМАК-Y // ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1988, вып.4.

40. Лалетин Н. И., Бояринов В.Ф. Эффективный одногрупповой коэффициент диффузии нейтронов в решетках реакторов // Атомная Энергия, 1985, т. 59, N2, с. 91-96.

41. Лиман Г.Ф., Майоров Л.В., Юдкевич М.С. Пакет программ MCU для решения методом Монте-Карло задач переноса излучений в реакторах // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1985, вып. 7, с. 27-31.

42. Бояринов В.Ф. Трехмерные уравнения гетерогенного реактора в методе поверхностных гармоник с одной неизвестной на ячейко-группу // Атомная энергия, 1992, т.72, N3, с. 227-231.

43. Бояринов В.Ф., Ковалишин A.A. Учет сопряженной функции в методе поверхностных гармоник с объемной невязкой / Материалы IX семинара по проблемам физики реакторов. Москва, МИФИ, "Волга-95", 4-8 сентября 1995, т.1, с.120-122.

44. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф., Полисмаков A.A. Комплекс программ SUHAM-U, вариант SUHAM-U-WER-01. Препринт ИАЭ-6341/5, М., 2004.

45. Белоусов Н.И., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Программа UNK для детального расчета спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора. Препринт ИАЭ-6083/4, М., 1998.

46. Askew J.R, et al. A General Description of the Lattice Code WIMS, JBWES, Oct. 1966.

47. DeHart M.D. et al. Neutronics Benchmarks for the Utilization of Mixed Oxide Fuel -Progress Report, Volume II Computational Benchmarks, ORNL, Draft, May 2, 1997.

48. Primm R.T. (Coordinator). Neutronics Benchmarks for the Utilization of Mixed Oxide Fuel -Progress Report, Volume III, ORNL, ORNL/TM-13603/V3, June, 1998.

49. S. Bychkov, M. Kalugin, A. Lazarenko. Proposal for a LEU and MOX VVER Calculational Benchmarks / First Meeting of the NSC Task Force on Reactor Based Plutonium Disposition (TFRPD1-17), OECD/NEADB, Issy, 30 June 1 July 1999.

50. A.M. Pavlovichev. Studies of Feasibility of Weapons-Grade Plutonium Disposition in WER-1000. Benchmarks Description. M., 1998

51. A.M. Pavlovichev. Studies of Feasibility of Weapons-Grade Plutonium Disposition in WER-1000. Benchmarks Description. Volume 2. Code MCU Results, M., 1999

52. A.M. Pavlovichev. Studies of Feasibility of Weapons-Grade Plutonium Disposition in WER-1000. Benchmarks Description. Volume 1. Code TVS-M Results, M., 1998

53. Chao Y.A., Shatilla Y.A. Conformai Mapping and Hexagonal Nodal Methods -II: Implementation in the ANC-H Code //Nucl. Sci. Eng., 1995, v. 121, pp. 210-225.

54. Бояринов В.Ф. Эффективная диагонализация двухгрупповой матрицы коэффициентов диффузии в методе поверхностных гармоник // Атомная энергия, 1989, т.66, вып. 2, с. 137-139.

55. Benchmark on Deterministic Transport Calculations without Spatial Homogenization. A 2D/3D MOX Fuel Assembly Benchmark. NEA/NSC/DOC(2003)16, OECD, 2003.

56. Lewis E.E., Smith M.A., Na B.C. Benchmark on deterministic 2-D MOX fuel assembly transport calculations without spatial homogenization // Progress in Nuclear Energy, 2003, v. 45, No 2-4, pp. 107-118.

57. Boyarinov V.F. Use of the Surface Harmonics Method for Calculation of 2D Benchmark C5G7 MOX / Proceeding of International Conference PHYSOR-2002, International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology: Reactor

58. Physics, Safety and High-Performance Computing, Seoul, Korea, October 7-10, 2002, Session 8B.

59. Boyarinov V.F. Use of the Surface Harmonics Method for Calculation of 2D C5G7 MOX Benchmark // Progress in Nuclear Energy, 2004, Vol. 45, No 2-4, pp. 133-142.

60. Бояринов В.Ф. Аннотация программ RADIK-F и RADIK-EC // ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1988, N 2 р. 71-72.

61. Бояринов В.Ф. Метод поверхностных псевдоисточников для расчета антисимметричного одногруппового распределения нейтронов в цилиндрической ячейке реактора// Атомная Энергия, 1985, т. 59, вып. 2, с. 104108.

62. Бояринов В.Ф. Многогрупповой расчет антисимметричных распределений нейтронов в цилиндрической ячейке // Атомная Энергия, 1986, т. 61, N5, с. 324329.

63. Кевролев В.В. Описание и результаты расчетов по программе RECOL двумерных тестов для активной зоны реактора ВВЭР-1000 с МОХ топливом. Препринт ИАЭ-6330/5, М., 2004.

64. V.V. Kevrolev. RECOL Continues Energy Monte-Carlo Code for Neutron Transport. Preprint RRC 'Kurchatov Institute', Preprint IAE-5621/5, 1993.

65. RSIC COMPUTER CODE COLLECTION. MCNP-4A, Monte-Carlo N-Particle Transport Code System. LANL, CCC-200, 1993.

66. Lazarenko A., Kalashnikov A., Zwerman W., et al. Benchmark Calculations for WER-1000 Fuel Assemblies Using Uranium or MOX Fuel / Proceeding of International Conference PHYSOR-2000, May 7-12, 2000, Pittsburg, Pennsylvania, USA.

67. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Комплекс программ SUHAM-U-WER-01. Верификация на бенчмарк-расчетах кассет с урановым и МОХ топливом. Препринт ИАЭ-6361/5, М., 2005.

68. Boyarinov V.F., Davidenko V.D., Polismakov А.А. and Tsibulsky V.F. Generation of Multigroup Cross-Sections from Microgroup Ones in Code System

69. Бояринов В.Ф. Верификация комплекса программ SUHAM-2D на бенчмарк-расчетах ТВС ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 2, с. 59-74.

70. Sanchez R., et al. "AP0LL02: A user Oriented, Portable, Modular Code for Multigroup Transport Assembly Calculations" / ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics, Mathematics and Computations, 1987, Vol. Ill, 1563, Paris, France.

71. Sidorenko V.D., et al. Spectral Code TVS-M for Calculation of Characteristics of Cells, Supercells anf Fuel Assemblies of WER-Type Reactors / 5-th Symposium of the AER, Dobogoko, Hungary, October 15-20, 1995.

72. Chizikova Z.N., Kalashnikov A.G. et al. Verification Calculation Results to Valdate the Procedures and Codes for Pin-by-Pin Power Computations in VVER Type Reactors with MOX Fuel Loading, ORNL/ SUB/98-85B99398V-3, 1998.

73. Edenius M., Ekberg K., Forsen B.H., Knott D. CASMO-4: A Fuel Assembly Burnup Program Users Manual, Studvik/SOA-95/1, 1995.

74. Hollenbach D.F., Petrie L.M., Landers N.F. "KENO-VI: A General Quadratic Version of the KENO Program", NUREG/CR-0200 Rev. 5, 1995.

75. Briesmeister J.F. (Editor). MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4B, LA-12625-M, 1997.

76. Mosteller R.D. Computational benchmarks for the Doppler reactivity defect. LA-UR-06-2968, Los Alamos National Laboratory, April, 2006.

77. Бояринов В.Ф. Применение комплекса программ SUHAM для расчета бенчмарков Мостеллера для ячеек PWR с различным топливом // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3, с. 56-63.

78. Лалетин Н. И. Метод поверхностных псевдоисточников для решения уравнения переноса нейтронов (Gn приближения). В кн.: Методы расчета полей тепловых нейтронов в решетках реакторов. (Под ред. Я.В. Шевелева), М., Атомиздат, 1974, с. 187-215.

79. Давиденко В.Д., Дудников A.A., Цибульская Е.В., Цибульский В.Ф. Верификация библиотеки программы UNK / Труды семинара "Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2006", г. Обнинск, 2006, на CD-ROM.

80. Benchmark on the VENUS-2 МОХ Core Measurements. NEA/NSC/DOC(2000)7, OECD/NEA, 2000.

81. Бояринов В.Ф., Невиница В.А. Применение комплекса программ SUHAM-2D для расчета двумерного бенчмарк-эксперимента на сборке VENUS-2 с урановым и МОХ топливом // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3, с. 27-35.

82. Gomin Е., Kalugin M., Oleynik D. WER-1000 MOX Core Computational Benchmark. Specification and Results. NEA/NSC/DOC(2005)17, ISBN 92-6401081-5, OECD, 2006.

83. Бояринов В.Ф. Решение трехмерных уравнений метода поверхностных гармоник с тремя поперечными и двумя продольными пробными матрицами в программном комплексе программ SUHAM-3D. Препринт РНЦ КИ, ИАЭ-6535/5, М., 2008.

84. Бояринов В.Ф. Реализация трехмерных уравнений метода поверхностных гармоник в комплексе программ SUHAM-3D // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3, с. 44-56.

85. Бояринов В.Ф. Верификация комплекса программ SUHAM-2D на расчетах выгорания топлива в ТВС ВВЭР-1000 с урановым и МОХ топливом // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3, с. 36-44.

86. Kiriushin A.I., Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S. et al. Project of the GT-MHR high-temperature helium reactor with gas turbine // Nuclear Engineering and Design, 1997, Vol. 173, pp.119-129.

87. Mulder E.J., "Pebble Bed Reactor with Equalized Core Power Distribution Inherently Safe and Simple", Forschungszentrum Jiilich, JUL-3632, Jan., 1999.

88. Segev M. An Equivalence Relation for Doubly Heterogeneous Lattice // Nucl. Sci. Eng., 1982, v. 81, 151-160.

89. Boyarinov V.F. Investigation of Some Models and Approximations Applied at Calculation of GT-MHR Fuel Assemblies / Proceeding of International Conference M&C2003, Gatlinburg, Tennessee, USA, April 6-11, 2003.

90. Бояринов В.Ф., Фомиченко П.А. Исследование некоторых моделей и приближений, применяемых при расчете ТВС ГТ-МГР // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, в печати.

91. Бояринов В.Ф., Брызгалов В.И., Глушков Е.С. и др. Benchmark исследования моделей реактора типа ГТ-МГР / Труды семинара "Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2005", 2005, г. Обнинск, на CD-ROM.

92. Бояринов В.Ф., Брызгалов В.И., Глушков Е.С. и др. Расчетные нейтронно-физические "benchmark''-исследования реактора типа ГТ-МГР // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2006, вып. 1, с. 110-120.

93. Бояринов В.Ф., Глушков Е.С., Гомин Е.А. и др. Расчетное моделирование экспериментов на критическом стенде АСТРА по изучению физических особенностей ВТГР с кольцевой активной зоной // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2006, вып. 1, с. 120-130.

94. Кодочигов Н.Г., Сухарев Ю.П., Марова Е.В., Бояринов В.Ф. и др. Расчетно-экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик активной зоны ГТ-МГР // Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 1, с. 63-68.