автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка методики и программы для исследования динамических процессов в реакторных установках с физически большими активными зонами

РГ6 од

Мосхоасхна орден* Лии«, ордева Ожтлбрьсхоа Рвяолввм, ■ | I щргнма ТртДОВого Краевого Знамена гоеу дарствен»»« увавгревтет вы. Н.Э.Е«;ш»

На правах рукописи УДК 621.039.534

КАВУН ОЛЕГ ЮРЬЕВИЧ

РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ И ПРОГРАММЫ ДЛЙ ИССЛЕДОВАНИЯ ДИНАМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ С ФИЗИЧЕСКИ БОЛЬШИМИ АКТИВНЫМИ ЗОНАМИ

Специальность 05.14.03 Ядерные энергс :пчсские установки

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

МОСКВА - 1993

Работа выполнена п Государственном научно-исследовательском просстно-конструкторском и изыскательском • институте

ЛТОМЭЯНРГОПРОЕКТ

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор

Солонин В.И.

Официальные оппоненты: д.т.н. Малкин С.Д.

к.т.н., Хвостов В.И. доцент

Ведущая орг-низация: Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ) ,

Защита диссертации состоится 1993 г. на заседании

специализированного совета К 053.15.08 в Московском государственном техническом университете им. Н.Э.Баумана по адресу; 107005, Москва В-5, 2-я Бауманская ул., дом 5. . ^ у У*? . '.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МГТУ имени Н.Э.Баумана. ..,.•-.'

Автореферат разослан

Ж* У 1993 г,

Ученый секретарь специализированного . Кутуков Ю.Н.

совета, к.т.н.» доцент,

Подписано в печать Й4.05,4'3г'. Объем I п.п. Зак. 319. Тир." 100. Типография МП,^ да. Н.Э.Баумана ' ^ •"'

Общая характеристика работы

Актуальность работы

Основным направлением развития атомной энергетики на современном этапе является создание атомных станций повышенной безопасности на базе ядерных энергетических установок (ЯЭУ) водо-водяного типа. На стадии проектирования ЯЭУ проводится сс^ия вариантных расчетов динамических процессов в реакторных установках как при работе а условиях нормальной эксплуатации НУ, так и при возникновении различного рода аварийных ситуация. Подавляющее число • динамических процессов, приводящих к возможному разуплотнению тепловыделяющих элементов с выходом радионуклидов п окружающую среду прпходится на процессы, пт спязаннне с крупными течами из первого контура (т.е. с разрьгпом. соизмеримым с разрывом главного циркуляционного трубопровода полным сечением).

К таким динамическим процессам относятся:

- полная потеря источников электропитания:

- несанкционированное введением в активную зону избыточно!» реактивности (выброс органов СУЗ; отказ органов СУЗ на срабатывание: резкое возрастание теплоотвода по второй контур, связанное с отказами БРУ, клапанов или разр: зами паропровода полным сечением);

- отказ систем аварийного останова реактора в ситуациях требующих их срабатывания;

- возникновение малых течей из первого контура;

- возникновение произвольных течей из второго контура.

Существенной особенностью указанных переходных процессов

является относительно медленное их протекание. При этом моделирование распределения энерговыделения в активной зоне в течении всего переходного процесса оказывает определяющее влияние на конечное состояние, к которому переходит система. Таким образом для широкого спектра динамических процессов необходимо использование моделей, корректно . описывающих пространственные эффекты реактивности.

В настоящее время разработано значительное количество программ, успешно моделирующих динамические процессы п реакторных установках водо-водяного типа- К таким отечественным программам относятся программы "ДИНАМ''.К/V, "ТЕЧЬ-М", "МОСТ-7", "МОСГ-КГ, зарубежные программы; "RELAP5"/(mac( ( - mod3), "ATHLET", "CATHARE" и ряд других, В подавляющем большинстве программ используется точечная модель энерговыделлшя п активной зоне, что не позволяет достаточно корректно прогнозировать состояние конструкции и наступление проектных пределов повреждения активной зоги. В то :ке время при проведении стационарных расчетов успешно «спользуелсч трехмерные двухгрупповые ста; попарные программы (например ''БИП'г-

7", аттестоиаш.ий ГЛН), позволяющие моделировать стационарные поля энергоЕилелгнпя с высокой степенью точности.

Совчсик-ппс достоинств динамических и стационарных программ при моделировании динамики ЯЭУ позволило бы существенно повысить точность получаемых результатов, а во многих случаях снизить изоыточную консервативность результатов проводимых расчетов. Отмеченное определило актуальность создания динамической программы для моделирования переходных и аварийных процессов в ЯЭУ, в которой поли энерговиделсиия моделируются в трехмерном двухгрупповом покассетнэм приближении.

Цель работы

! .Разработать математическую модель нестационарного пространственного энерговыделения в активной зоне в двухгрупповом покаесстном приближении.

2.Разработать алгоритм и программу для моделирования динамических процессов в ЯЭУ водо-водяного типа с пространственной моделью хитинной зоны.

3.Провссти иернфикаагю программы по результатам экспериментов и путем сравнения результатов расчетов по отдельны«« модулям программы с результатами расчета по прецизионным стационарным программам.

4. Выполнить расчеты переходных режимов, в которых необходим учет пространственного перераспределения энерговыделения за время переходного процесса.

Научная новизна рцботы л

- впервые применен метод сеток для моделирования поля энерговыделения в двухгрупповом диффузионном приближении с гексагональным размещением кассет в активной зоне. Показана

. достоверность результатов, получаемых по разработанной методике;

- создан программный комплекс для моделирования динамических процессов в реакторных установках водо-водяного типа с моделированием полей энерговыдсления в двухгрупповом трехмерном приближении;

- с помошыо программного комплекса исследованы эффекты перераспределения поля энерговыделения в ядерном реакторе в режимах С отказом органов СУЗ. "

Практическая ценность работы

Разработанная модель динамики реакторной установки реализована в программном комплексе "Радуга", который широко применяется в институте "АТОМЭНЕР1 'ОПРОЕКТ" при исследовании вновь разрабатываемых и сущест^ющих ЯЭУ.

Программный комплекс "Радуга" используется во ВНИИАМ при моделировании динамических процессов в реакторных установках типа

лег.

Апробация работы

Основные результаты диссертационной работы прг-лстс.'чялчсь на "семинарах по динамике" проводимых ИЛЭ: п 1987г. » г. Лим'.ттргчч v-i.tr, 13 1988 г. в г. Горьком, в 1992 г. в г. Лрзамлс-16, п Iг. нд гемшмрг МАГАТЭ и г. Москве, на международном семинаре "Теплпфн 'ш:а-W" в ('.Обнинске, на международном семинаре по реактигшостнич апармям ч i. Киеве в 1992 г.

По теме диссертации опубликовано 5 научных работ.

Объем работы

Диссертация состоит из ине-денил. четырех гни, гмнол.'ч. с i литературы и приложений.

Автор защищает:

1 .Методику моделирования поля энергон.чделенич г ¡г.тпчно^ з.чгг ЯЭУ в двухгрупповом диффузионном покагсетиом приближении методом сеток.

2. Программный комплекс "Радуга" для млае.'тре«."'»»« динамических процессов и ЯЭУ с пространстгсн'юЦ моле чью агты-.глл

зоны.

3.Резугсьтати верификации программно? л комплекса "1'ад\1 -i".

4.Резуль-гаты расчетных исслсдонлнии nepej .к.-;>р. де пространственного поля энергопиделення п реакторirert yr^nii^ni.c t:pn отказах аоарнйноЛ зашиты реактора.

Содержание работы

Во введении обоснована необходимость моделиропянич рила динамических-процессов в реакторных установках поло-подчпого тшм г учетом пространственной модели эиергоннделепкр « ягпм'иоЦ к-»с. сформулирована цель работы.

В глапс 1 проанализированы существу н»ип»е методики и rtpen ;«••«•,,, для моделирования как теплогидраплическ:::: пр.ч'С-.'соь- в так и

программ, применяемых при пропеделяп с.тятччыршл:: m-fi i ромно-физических расчетов.

Наиболее подробное моделирование гидродинамических up»»:-. ; достигается в последних версиях программ семсПе■г>д К1Л,Л!\ ¡> тдк.чг г программах "CATHARE" и "ЛТШ-ГГГ\ В :>тиг программах ч 1

уравнения одномерного двухфазного теченпл елд-млемоп :>.n-.tM' i учетом присутствия в nert неконденсирующихся rtiw и . ;.

ноле примесей. Однако данная методика трг&уег ->на<;>! гтт-ч.м;-. -¡л - ■■ оперативно!! памяти н обладают относитечы-о нп.-.тмм f fiMV'» 1 • ("UF.l.AP5/niOi)2", например, при 500 расчеп'»«\ о<Чем1> win- • .•> ••,. двух мегабайт оперативной памяти и требует на ЭВМ ir::.-. г;'Ч ( \ : .'• для моделирования 1 секунды физического прон«-« оа одо о.:-;. , > •• м,-нентрапьногс процессора на ">дин контроль.^!!:! об-ы-м). т:\=~

программы, не предназначенные для моделирования процессов в реакторной установке при тяжелых авариях (наприм.р "ДИНАМИКА") н моделирующие теплогидравлические процессы в РУ в приближении течения гомогенной несжимаемой жидкости позволяют моделнроват., на аналогичных ЭВМ динамические процессы в реальном масштабе времени при существенно более подробной детализации расчетной схемы. Поскольку при моделировании динамических процессов в ЯЭУ с учетом пространстпсшюп модели активной зоны необходимо около 6000 контрольны*. объемов, сделан вывод о целесообразности применения модели одномерного течения гомогенной несжимаемой жидкости.

При анализе существующих методик дгя моделирования пространственных полей энсрговыделення показана необходимость применения даухгруппового диффузионного трехмерного приближения. При применении одногрупповой диффузионной модели не достигается, с одной сторон^, достаточная точность расчета профиля энерговыделения (систсматичесое отклонение в определении профиля покаесстного онергораспределекия по сравнению с двухгрупповыми методиками достигает 9%). С другой столоны, что более важно при моделировании динамических процессов в активной зоне, по одногорупповой методике не может бить корректно получен характерный для конца топливной кампании "двугорбый" профиль аксиального знергораспределения

В главе 2 приведена разработанная физическая и математическая модели динамики реакторной установки. Активная зона моделируется в соответствии со схемой загрузки активной зоны рис.2.

Рис.2.

Уравнение энерговыделения в активной зоне модулируется г» двухгрупповом диффузионном покассетном приближении с учетом неограниченного числа групп запаздьтюших нейтронов. Исходное

дифференциальное уравнение быстрой группы имеет вид: 1 11Р, га

'VI "57" = Т(1 - Л) + - (ЕЯЖМ»^Я|)Г1 .

Для тепловой группы: I <^2

~5Г = <1'у(Е>2 + - ;

где

Р - плотность потока нем грето»;

V - скорость нейтронов;

Г) - коэффициент диффузии;

V = VII Р4 * Рг - источник нейтронов;

- выход нейтронов на акт деления;

- сечение деления;

X; - постоянная распада источников

запаздывающих нейтронов- 1-ой группы; га

р = 2 - доля запаздывающих нейтронов: ¡"1

С} - концентрация источников

запаздывающих нейтронов ¡-ой группы;

■ сечение замедления:

- сечение поглощения . Уравнение для запаздывающих нейтронов:

11С:

"ЗГ » - Х| С,.

При решении уравнения переноса нейтронов применен метод сеток. По сравнению с широко используемым в настоящее время методом элементарных балансов метод сеток обладает рядом преимуществ:

- не требуется преобразования исходного дифференциального уравнения в ннтегро-днфференциальный вид, I следовательно, не требует соответствующего преобразования нейтранно-физических сечений;

- разностный аналог дифференциального уравнения, полученный с помощью метода сеток, является математически более строгим по сравнению с балансным методом, • -обенно при переменном коэффиииен ге диффузии;

- существенна упрощается постановка граничных условий, т.к. не требуется экстраполяция потока к границе расчетной области.

Среди недостаткох метода следует выделить необходимость более подробной разбивки расчетной области на расчетные элементы, однако при большом числе расчетных узлов (более четырех по каждой из координат) данный недостаток не существенен.

13 работе показано, что при моделировании переноса нейтронов по радиусу активной зоны реактора необходимо применение метода разрывных коэффициентов (или метода "изображений"), что связано со способом подготовки пейтронно-фпзических сечений, усредняемых в пределах одной кассеты и ступенчато изменяющихся по радиусу активной зоны. Также введено усреднение потока по расчетным ячейкам, исходя из допущения о критичности расчетной области, состоящей из двух прилегающих треугольников соседних кассет ( области А и В на рнс.З)

Распределение потока в пределах расчетной области описывается функцией Бесселя:

для области А

К0 >1: д1. + 121'=0 5 = л1->о(1<1>

для обласг.1 В

получим, что поток на границе Fr определяется выражением,

_ Fa(Q) - ГЬ(О) г — 2 '

а средний гю расчетной области поток определяется из выражения:

т Frl * * Fr3 * Гг4 * FrS + Kr& F f e-- „ _ f

где Fr¡ - поток на границе с соседними ячейками.

Применение метода "изображений" существенно упростило задлчу восстановления потоков на границе с соседними ячейками и, следовательно, нахождение среднего по ячейкам поте а нейтронов?

Библиотека нсйтронно-физи^ескнх сечений рассчитывается с помощью программного комплекса "фрагмент", разработанного на базе программ "УПИРАСОС" и "НИ-7000". Расчет нейтропно-физически* сечений для микроячейки в четырехгрупповом приближении производится по программе "УНИРАСОС". Программа "1Ш-70С0" производит мелкосеточный чегырехгрупповой расчет ТТЭС в двумерном потвельном приближении с последующим усреднением нейтрчнно-фпзических сечений по TBC и свертку их в двух групповую библиотеку нейтронно-физических сечений, зависящую от следующих пяти аргументов: температуры теплоносителя, плотности теплоносителя, температуры топлива, концентрации бора п теплоносителе и глубины выгорания топлива. D программном комплексе "Рр-уга" производится интерполяция нейтронно-фнзнчеекпх сечений в jsbhchmocth от 5 аргументов линейно н пятимерном пространстве.

БГУА ¿ i &ГУ К БГ7-К i i tiPYA

UP 00_ п

тт.}-' ■ '----Ь'г ■ ■1 1—t>TM ¡J

^пк?: T riädo

'Л 4«!

г / т 1 ..т. . '-1цп..ч.пяпг»* ко» i ) —. i • ч

L^ у / -J

"—=---. j^/ v | CÜC ) )tj„ V^-'-'-liy

npjintrvti • мтги

Г 33' ^ i—I —i I1 T П

Ы=

ГП í><] I !! 's?

? -и í¡! V-V H>1

T --— ! I i! , ----t

4H2l ^ ¡iV; ^s.^f.-r1

I ^y

Рис.4

Теплогчдравлический пучм 1ссл: mo/ic;íiu\vc.tc:i ь одномерного течения гомогенной нго'имаг.моп

r.iMHí.'ui.r.'.um; тмч". 11¡ st

соответствии с теплогидраплнческой схемой ЯЭУ нового поколения (Рис.4.). В диссертации показано, что только такое приближение позволяет моделировать процесс в ЯЭУ за приемлемое время (время расчета I секунды физического процесса для реакторной установки типа ВВЭР-1000 на ЭВМ с быстродействием примерно 2 миллиона операций в секунду составляет около 2 минут работы центрального процессора) и обеспечивает необходимую точность получаемых результатов, достигаемую благодаря применению подробной разбивки расчетной области. Моделируется перенос борной кислоты п теплоносителе первого контура.

Компенсатор объема моделируется в приближении трех объемов (парогазового, объема с водой, находящейся на линии насыщения и объема с водой, непосредственно соприкасающейся с первым контуром), В компенсаторе I ¿ъема моделируется работа нагревателей, предохранительных клапанов, систем впрыска, а также теплообмен между паровым объемом и объемом с водой, находящейся на линии насыщения.

Моделирование пространственных эффектов в активной зоне требует учета процессов неполного перемешивания теплоносителя и камерах смешения под активной зоной и над ней. Разработана модель камер смешения: камеры состоят из шести одинаковых секторов, каждый из которых сообщается с каждой из петель циркуляции со своим "весом" (коэффициентом перемешивания). . Величины коэффициентов перемешивания определяются экспериментально. Модель позволяет учесть пс только несимметричную подачу в активную зону теплоносителя с различной температурой на выходе из петель циркуляции, но и несимметричную подачу борной кислоты.

В главе 3 приведено описание програм- -ного комплекса "Радуга", созданного на базе разработанной методики. Комплекс состоит из двух модулей: нейт, энной физ -ки и теплогидродинамики. Модуль нейтронной физики осуществляет моделирование полей энерговыделения в активной зоне реактора в трехмерном двухгрупповом диффузионном приближении. В состав модуля теплогидродинамики входят модули теплогидравлики активной зоны, камер смешения, петель циркуляции, компенсатора * объема и парогенераторов.

Активная зоьл реактора моделируется системой шестигранных каналов, общее число которых может достигать 397. Каждый из каналов может содержать до 35 расчетных узлов по высоте. Общее число расчетных узлов и активной зоне может достигать 5691,

Расчетная модель может содержать до шести петель циркуляции, содержащих ГЦИ. главную запорную задвижку, теплообменную поверхность первый-второй контур, подвод или отвод теплоносителя » контур. Каждая петля может быть разбита на 50 расчетных объемов, (из

них до 20 'расчетных объемов приходится на тсплообменную поверхность). Контур петли включает опускной участок п реакторе. В каждой из расчетных петель может моделироваться по одной течи либо и защитную оболочку, либо в парогенератор. К первой расчетной петле подключен компенсатор объема.

Если тангенциальным перераспределением поля энерговыделення в активной зоне можно пренебречь (т.е. возмущение, вносимое в активную зону симметрично) программа позволяет моделировать динамику активной зоны по 1/6 ее части, что повышает быстродействие программы примерно в шесть раз.

В главе 4 приведены результаты верификации программного комплекса "Радуга" путем сопоставления расчетов стационарных полей энерговыделения с расчетами по аттестованной ГАИ РФ программе "БИПР-7", по результатам экспериментов на действующих блоках АЭС, теплогидравлическом стенде РМК-ЫУН, результатам проектных расчетов и аналитически решаемых задачах.

Корректность методики решения уравнения переноса нейтронов проверялась с помощью сопоставления расчета стационарных полей энерговыделения в активной зоне реакторных установок типа ВВЭР, рассчитанных по программам "БИПР-7" и "Радуга". Максимальное отклонение в расчетах не превышает 5%, а среднсквалратпческое отклонение - 2.4%, что не выходит за пределы точности программы "БИПР-7". На рис,5 приведена гистограмма локассетного энерговыделения, рассчитанная по "Радуге" и "БИПР-7" для одного из вариантов загрузки активной зоны РУ ВВЭР-1000, демонстрирующая удовлетворительное соответствие результатов.

Иан,се,гч.1 г г п.. 1. мя.гямсн,»,,. Уисчч РЛ "УМУЯГС**

мА— '< . ГЛ4. и^— ...I...

Рис.5

Имеется также удовлетворительное согласование результатов расчетов гю программе "РадуV с результатами прямых измерений при физическом пус::е 5 блока Запорожской АЭС температурных коэффициентов реактивности, "весов" групп органон СУЗ. "веса" аварийной защиты и критической концентрации И)ВО} .Корректность

расчета энерговыдслгния и активной лоне при ступенчатом внесении реактивности при "нулевой" мощности активной зоны проверялась на задачах, имеющих аналитическое решение. Получено хорошее согласование для серии расчетов при различной величине ступенчато вносимой как положительной, так и отрицательной реактивности. Отклонение энергоныдсления в активной зоне не превышает 5% от аналитического решения. На рис.6 приведено сопоставление расчета по программе "РАДУГА" с аналитическим решением при пведении реактивности 31.95 р.

"ОДввирОМ.',.« »__

><М<*М]1 №ГМ I

Рис.6

Теп.югидрамлический модуль программы всрифицироижися но результатам двух экспериментов на третьем блоке Ровенской АЭС: при отключении одного ГЦН и при отключении одного ТПН. Расчетное изменение основных технологических параметров (расхода теплоносителя, температуры в трубопроводах, давления в первом и во втором контуре, уроиня води п парогенераторах) хорошо согласуется с экспсримен гами.

Дзвпссие в первом «оигуг«.МПа

!, А 1/""'

• О' •

0 )

.1-

/¡П а 40ИЛ ДО.9 ея о (90£.0 Сивма, с

Рис.7

Применимости программного комплекса "Радуга" для могичифоиамич малых течей ил первого контура обосновывалась путем

сопоставления расчетов с расчетами по программе "АТН1_ЕТ", специально предназначенной для моделирования как больших, так п малых течей из первого контура реакторных установок и по результатам экспериментов на венгерском стенде РМК-ЫУИ.

Сравнение с программой "АТШ.ЕТ" даст качественно н количественно удовлетворительное совпадение результатов расчета давления в первом контуре при течи через сечение эквивалентным диаметром Ду 30 из горячего трубопровода реакторной установки ВВЭР-1000 (рис.7).

На рис.8 представлены результаты расчетов давления в первом контуре в условиях эксперимента на ^тенде РМК-МУН в эксперименте ЭРЕ-2 (течь из холодного трубопровода плошадью 7.4% от проходного сечения циркуляционного трубопровода), выполненные по программам "ТПАСК", "Г(ЕЬАР5/МСШ", "РЕЕАР-5/М002" и "Радуга". Программа "Радуга" корректно описывает характер протекания процесса. Более низкое давление в первом контуре по программе "Радуга" после срабатывания гидросмкостсй (время больше 350 с) связано с использованием гомогенной модели теплогидродинамики. Это приводит к "идеальному" перемешиванию холодного теплоносителя, поступающего из гидроемкостей, с пароводяной смесью в камерах смешения первого

Рис.Ь

Сделан вывод, что программный комплекс "Радуга" может быть использован при моделировании малых течей из перпог. контура.

В главе 5 приведены результаты моделирования нескольких режимов, корректное описание переходных процессов в которых позможно только с использованием трехмерной модели активной зоны. В перлом режиме моделнровапся переходный процесс при полном обесточипани» станции , отказе механической аварийной зашиты и срабатыванием трех из четырех баков с борным раствором. На р«с.9 приведены графики усредненного по кассетам поля энергопыделг-ния ч активной зоне для моментов времени О, 19 и 30 секунд физического

процесса. 13 начальном состоянии перекос энсрговыдслсния по активной зоне отсутствует, мощность реактора равна помнналыюЛ. В момент иремени 19 с мощность реактора <-СЗ> снижается до 0.383 от номинальной, отношение знсрговыдслепня в максимально напряженных кас ;тах из сектора с пониженной концентрацией бора и сектора с максимальной концентрацией бора и теплоносителе «21 > составляет 2.05. В момент времени 30 секунд «2> снижается до 0.212 а «21 > достигает величины 4.14. _ ___

Т1Н>—ш »1 «•—•.а

Рис.9

Данный режим демонстрирует возможность моделирования унергоииделения во всем объеме активной зоны. На поля знер: осыдслсния существенно влияют процессы неполного

перемешивания теплоносителя с борным раствором и камерах смешения.

Рассмотрено также отключение 4 ГЦН до полного останова (0-200 с) с последующим их включением (200-206 с) и полным отказом аи«риЛнсй защити. Расчет проводился в состоянии активной зоны и

конце кампании первой топливной загрузки РУ В-392. На рис.10 представлены результаты расчета распределения энерговыделения по высота активной 'зоны (на оси абсцисс отложена высота активной зоны в метрах) для наиболее напряженной кассеты (1) и кассеты с органом СУЗ (2).

1

1

л

N

а.ич

«НИ» г»5 ■ 15 с

(г X \

/ 1/ \>

(

\

г v 1 Г*

/ 1/ ч\

V

\

¡3 « л

ж ' \ \ \ \

л г V

1/

Рис.10

В начальном состоянии распределение энерговыделения в активней зоне по высоте имеет два максимума примерно одинаковой величины. При снижении расхода происходит нагревание теплоносителя и снижение мощности активной зоны реактора в . следствие отрицательной реактивности реактора по температуре теплбносителя, при чем снижение мощности происходит в первую очередь в верхней части активной зоны, что приводит к существенному перераспределению энерговыделения по высоте реактора. При этом нейтронная мощность за 200 с переходного процесса снижается до 10% от номинальной. После повторного включения насосов происходит быстрое вытеснение горячего теплоносителя из верхней части активной зоны и нарастание нейтронной мощности в первую очередь в верхней части активной зоны. В данном режиме после включения нясосов максимальная нейтронная мощность достигает величины 230% номинальной.

Таким образом, продемонстрированы возможности разработанного программного комплекса "РАДУГА" при моделировании процессов в реакторной установке при значительном перераспределении энерговыделения в активной зоне втечение переходного процесс«. Применение двухгруппового диффузионного приближения при расчете энерговылеления в активной зоне позволяет корректно моделировать переходные ^процессы в активной зоне и определять деформацию аксиального и радиального профилей энерговыделения.

Выводы:

I Сочлан программный комплекс "Радуга" для моделирования

динамических процессов а ЯЭУ с использованием трехмерной диухгруипопой модели активной зоны и одномерного описания тсплогидравлнчсских процессов в гомогенном несжимаемом теплоносителе.

2. Подтверждена эффективность использования в данной программе методики решения уравнений кинетики в двухгрупповом диффузионном покассетном приближении в гексагональной геометрии, основанной на использовании метода сеток.

3. •Проведена верификация программного комплекса и показана представительность результатов моделирования.

4. Проведено моделирование переходных процессов в ЯЭУ в условиях значительного пср>"оаспредсления поля эисрговыдслсния о переходном процессе и показана важность учета изменения полей эисрговыдслсния для анализа безопасности РУ.

5. Программный комплекс "Радуга" может быть использован при вероятностном анализе безопасности РУ. Знание Пространственных полей зигргпныдслсния в активной зоне позволяет моделировать процессы, происходящие в РУ, без избыточной консервативности.

! lo материалам диссертации опубликованы следующие работы;

! Лтмлиз некоторых вопросов безопасности теплофикационных у с.i лнонок типа АСПТ / О.Ю.Кавун, Д.Н.Сорокин, Г.С.Тараноп, Ю.Ь.фп.чнмоноо // Вопросы безопасности и надежности при оптимизации ялерчих энергетических установок. -Горький: ГПИ им. А .Л .Жданова, 19-J5. -С. 104-115.

2. "RAINBOW" code for simulation of transicBts in WV/ER units /OJ.Kavun,' M-B.Maltsev, A.J.Nikitin, D.N.Sorokin, G.S.Taranov H Working material. Containment loadings and performance under severe accident conditions. Report of a technical committee meeting organized by the iutn national Atomic energy agency and held in Vienna, 21-24 may 1990., IAEA-ТС-7.Ц, Vienna. Austria,! 991.

3. Крюков O.A.. Кавун О.Ю.. Расчетный анализ здпроектных аварий реакторной установки ACT мощностью 200 МВт. // ВАНТ. Серия: Физика ядерммх реакторов, nun.5. -М., 1490. - С. 3 7,

4. Программный комплекс для моделирования динамических ргя.нмов устэночо». с реакторами подо-поляного типа "РАДУГА" / О.Ю. Капуи, М.В.Мальиен, Л.Ю.Никитин, Г .С .Таранов, А.Ю.Умрнхнч Н Тез.. лик-», семинара "Теплчфпзш.-н-оО". -Обнинск, 1990. -С.128 134,

5. Моделирование режима разрыва парового коллектора парогенератора с учетом трехмерной модели активной зоны / О.Ю,Кавун, Г.СТара'кч;, М.Н.М.чпыюн, А Ю.Никитин // ВАНТ. Серия: Физика ядерны pear. юрок. Динамика я терных энергетических установок, вып.5.Чясть 1.-M..19V1.-C. <53 47.