автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка методики моделирования динамических процессов на энергоблоках АЭС с реакторами ВВЭР

Перечень условных обозначений.

Введение.

1. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ.

1.1. Современные программно-технические комплексы для полномасштабного моделирования динамики энергоблоков АЭС.

1.2. Крупносеточные нейтронно-физические программы.

1.3. Методика моделирования теплогидравлической обстановки в реакторной установке.

1.4. Программы для моделирования динамики турбоустановки.

1.5. Моделирование АСУ ТП энергоблока.

1.6. Выбор методик для разработки полномасштабной модели энергоблока.

2. МЕТОДИКА МОДЕЛИРОВАНИЯ ДИНАМИКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ.

2.1. Методика решения уравнения нейтронной кинетики с одним расчетным узлом в поперечном сечении кассеты.

2.1.1. Вывод сеточного уравнения

2.1.2. Вывод разностных уравнений для граничных условий.

2.2. Методика решения уравнения нейтронной кинетики с семью расчетными узлами в поперечном сечении кассеты.

2.2.1. Уравнение в центральном узле.

2.2.2. Уравнение для узла на границе с радиальным отражателем.

2.2.3. Уравнение для узла между кассетами.

2.3. Методика расчета энерговыделения и константное обеспечение.

2.3.1. Запаздывающие нейтроны

2.3.2. Учет отравления Хе и Бгп.

2.3.3. Уравнение энерговыделения.

2.3.4. Константное обеспечение.

2.4. Методика моделирования теплогидродинамических процессов в реакторной установке.

2.4.1. Методика расчета температуры топлива.

2.4.2. Методика решения уравнений движения и энергии.

2.4.3. Методика моделирования компенсатора объема.

2.4.4. Неравновесное паросодержание в каналах активной зоны

2.4.5. Перемешивание теплоносителя в камерах смешения.

2.4.6. Методика учета двухфазного процесса течения теплоносителя в первом контуре.

3. МЕТОДИКА МОДЕЛИРОВАНИЯ ТУРБОУСТАНОВКИ И ВСПОМОГАТЕЛЬНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ КОНТУРОВ.

3.1. Уравнение движения.

3.2. Уравнение энергии для элементов и узлов.

3.3. Уравнение энергии для активных элементов.

3.3.1. Уравнение для определения работы, совершаемой сжимаемым теплоносителем в единицу времени.

3.3.2. Уравнение для определения работы, совершаемой несжимаемым теплоносителем в единицу времени.

3.4. Уравнения ротора.

3.5. Уравнения для компенсационных объемов.

3.6. Уравнение теплопроводности.

4. СТРУКТУРА ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА "РАДУГА-ЭУ".

4.1. Общая структура программного комплекса "РАДУГА-ЭУ".

4.2. Программа переадресации "ШТЕвН"

4.3. Расчетная схема п/к "РАДУГА-7".

4.4. Расчетная схема реакторной установки

4.4.1. Расчетная схема активной зоны.

4.4.2. Верхняя и нижняя камеры смешения.

4.4.3. Расчетная схема петель циркуляции.

4.4.4. Расчетная схема второго контура ВВЭР.

4.5. Расчетная схема программы "ТРР"

4.6. Структура программы "ТРР"

4.6.1. Канал.

4.6.2. Элемент канала (элемент)

4.6.3. Поверхность теплообмена участка.

4.6.4. Узел.

4.6.5. Компенсационное устройство (КО).

4.6.6. Регулятор.

4.6.7. Ротор.

4.6.8. Примеры расчетной схемы турбоустановки.

5. ВЕРИФИКАЦИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ.

5.1. Сопоставление стационарного расчета утечки нейтронов из реактора с аналитическим.

5.2. Моделирование изменения мощности реактора при ступенчатом внесении реактивности и сравнение с аналитическим расчетом.

5.3. Сопоставление результатов стационарного расчета ряда загрузок активных зон аппаратов ВВЭР-500 и ВВЭР-1000 с проектными расчетами.

5.4. Сопоставление расчетов по программе РАДУГА с данными физического пуска серийного реактора ВВЭР-1000 5 блока Запорожской АЭС.

5.5. Сопоставление расчетов по программе РАДУГА с данными экспериментов во время первой топливной кампании серийного реактора ВВЭР-1000 5 блока Запорожской АЭС и их расчетными значениями, полученными по программе БИПР-7.

5.6. Совместная верификация нейтронно-физического и теплогидравлического модулей п/к "РАДУГА" при внесении в активную зону значительной положительной реактивности.

5.6.1. Сопоставление результатов стационарного расчета потока тепловых нейтронов с нейтронно-физическим расчетом, выполненным в JAERI.

5.6.2. Моделирование максимально допустимого для реактора NSRR импульса.

5.7. Расчет тестовых задач для верификации разностного уравнения переноса нейтронов.

5.7.1. Моделирование полей энерговыделения при значительном градиенте коэффициента диффузии.

5.7.2. Тестовая задача с геометрическими и нейтронно-физическими характеристиками активной зоны, близкими к реактору ВВЭР-440.

5.8. Моделирование полей энерговыделения при расчете первых топливных кампаний на 2 блоке АЭС Козлодуй и 1 блоке Калининской АЭС.

5.9. Моделирование первых пяти топливных кампаний трехгодичной топливной загрузки ВВЭР-1000.

5.10. Моделирование тестовой задачи выброса одного регулирующего органа СУЗ.

5.11. Моделирование реалистичного теста выброса нескольких органов СУЗ.

5.11.1. Результаты стационарного расчета теста.

5.11.2. Расчет выброса группы СУЗ.

5.12. Расчет двумерного теста, предложенного в верификационных мтериалах по программе БИПР8КЫ.

5.12.1. Формулировка теста.

5.12.2. Результаты расчета теста.

6. ВЕРИФИКАЦИЯ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ МЕТОДИК.

6.1. Верификация уравнения движения.

6.2. Сопоставление расчета по программному комплексу "РАДУГА" с проектными стационарными теплогидравлическими расчетами реакторных установок.

6.3. Расчет выбега всех ГЦН для реакторной установки В-407.

6.4. Верификация модели твэлов.

6.4.1. Верификация сеточной модели твэла.

6.4.2. Верификация балансной модели твэла.

6.4.3. Исследование корректности расчета запаса до кризиса.

6.5. Верификация программы расчета параметров в компенсаторе объема.

7. КОМПЛЕКСНАЯ ВЕРИФИКАЦИЯ МОДЕЛИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ И ЭНЕРГОБЛОКА АЭС С ВВЭР

7.1. Моделирование режима малых течей из первого контура реакторной установки.

7.1.1. Моделирование режима течи эквивалентным диаметром 80 мм при полном обесточивании реакторной установки.

7.1.2. Моделирование малых течей из первого контура реакторной установки по результатам экспериментов на венгерском стенде PMK-NVH.

7.1.3. Моделирование режима SPE-2.

7.1.4. Моделирование режима SPE-3.

7.2. Моделирование экспериментов, проведенных на блоке N3 Ровенской АЭС.

7.2.1. Режим обесточивания одного ГЦН из четырех работающих.

7.2.2. Режим отключения одного ТПН из двух работающих.

7.3. Сравнение результатов моделирования процессов в реакторных установках по программам "РАДУГА" и "НОСТРА".

7.3.1. Режим выброса регулирующего органа СУЗ.

7.3.2. Режим потери источников переменного тока.

7.3.3. Неуправляемое извлечение регулирующей группы ОР СУЗ с рабочей скоростью.

7.4. Моделирование эксперимента отключения 1 ГЦН из четырех работающих на 4 блоке Балаковской АЭС.

8. РАСЧЕТ ДИНАМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В ЭНЕРГОУСТАНОВКАХ ПО ПРОГРАММНОМУ КОМПЛЕКСУ "РАДУГА-ЭУ".

8.1. Расчет режима полного обесточивания с застреванием всех органов СУЗ на верхних концевиках установки В-392.

8.2. Пример расчета переходного процесса быстрого изменения мощности энергоблока.

8.3. Пуск реактора из горячего подкритического состояния с набором 100% мощности.

ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ объем расчетной области, м3; время, с; паросодержание (тоже объемная доля газовой фазы); площадь проходного сечения канала, м2; линейная скорость, м/с; пространственная координата, м; давление, бар; напряженность гравитационного поля, м/с2; источник тепла, Вт/м3; плотность потока нейтронов, 1/(м2 с); скорость нейтронов, м/с; коэффициент диффузии, м; у^ + 2^2 Г2 - источник нейтронов, 1 /(м3с); выход нейтронов на акт деления; сечение деления, 1/м; постоянная распада источников запаздывающих нейтронов 1/с; доля запаздывающих нейтронов; сечение замедления, 1/м; сечение поглощения, 1/м; шаг интегрирования по времени, с; плотность, кт/м3' теплоемкость, дж/(кг-К); температура, °С; коэффициент теплоотдачи, Вт/м2; концентрация бора, г/кг; энтальпия, Дж; удельная энтальпия, Дж/кг.

Индексы f - деления; а - поглощения;

1->2 - из первой группы во вторую; зам - замедления; V - объемное; кл - клапана; впр - впрыска.

Сокращения

A3 - активная зона реактора;

АЭС - атомная электрическая станция;

АСПТ- атомная станция промышленного теплоснабжения;

ACT - атомная станция теплоснабжения;

АСУ ТП - автоматическая система управления технологическим процессом; БРУ-А - быстродействующая редукционная установка для сброса пара атмосферу;

БРУ-К - быстродействующая редукционная установка для сброса пара конденсатор турбины;

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор; ГЗЗ - главная запорная задвижка; КО - компенсатор объема;

МКУ - минимально контролируемый уровень мощности реактора; НКС - напорная камера смешения; ПГ - парогенератор; РУ - реакторная установка;

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны реактора;

СКС - сборная камера смешения;

СУЗ - система управления и защиты реактора;

ТВ С - тепловыделяющая сборка;

ТГ - турбогенератор;

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка.

При проектировании АЭС нового поколения особое внимание уделяется повышению безопасности и надежности, в том числе, исследованию взаимодействия основного технологического оборудования АЭС в эксплуатационных, переходных и аварийных режимах. Такие исследования требуют применения комплекса программ, моделирующих в совокупности реакторную установку, турбоустановку, электрогенератор, системы первого и второго контура, пассивные и активные системы безопасности, системы технической воды, электросистемы, электрогенератор и др., а также системы управления энергоблоком. Одна из основных задач использования таких программно-технических комплексов - достижение требуемого качества проекта АСУ ТП АЭС.

Современная атомная станция характеризуется сложным взаимодействием нейтронно-физических, тепловых, гидравлических, механических, электрических и других процессов. АЭС представляет собой совокупность сложных теплогидравлических сетей, взаимодействующих между собой через процессы подвода, отвода и преобразования внутриядерной, тепловой, механической и электрической энергии. Даже в установившихся, а тем более в переходных и аварийных режимах работы АЭС происходит сложное динамическое взаимодействие физических процессов, протекающих в сетях и оборудовании станции.

При этом осуществляется непрерывное управление процессами путем воздействия на многочисленные органы регулирования: органы системы управления и защиты реактора (ОР СУЗ), задвижки, клапаны, электро- и турбонасосы, электронагреватели. Управление осуществляется как системой автоматического управления технологическим процессом (АСУ ТП), так и операторами энергоблока.

В процессе разработки проектов новых АЭС исследование динамических характеристик в подавляющем большинстве случаев не может быть выполнено с применением имитационного моделирования, поскольку настройка имитационной модели требует знания динамических характеристик вновь проектируемого оборудования. Поэтому для моделирования совокупности физических процессов

11

АЭС необходимо решение системы нестационарных дифференциальных уравнений нейтронной физики, теплогидро динамики, механики, которая адекватно описывает оборудование и структуру систем АЭС, позволяет определять динамические характеристики проектируемого оборудования непосредственно в процессе моделирования.

Протекающие в реакторной установке и энергоблоке процессы могут быть условно разделены на три группы.

К первой группе относятся очень медленные или установившиеся процессы, например такие, как процесс выгорания топлива или переходные процессы, связанные с изменением концентрации Хе137 в топливе; установившиеся теплогидравлические процессы в технологическом оборудовании при фиксированном положении регулирующих и запорных органов. Такие процессы, как правило, моделируются по стационарным программам (например, БИПР-7 или БИПР-8, разработанными в РНЦ "Курчатовский институт");

Ко второй группе процессов можно отнести быстрые и очень быстрые аварийные переходные процессы, связанные, как правило, с крупными течами или значительной избыточной реактивностью активной зоны, приводящие к выходу за пределы условий безопасной эксплуатации АЭС или к тяжелому повреждению топлива. Эти процессы сопровождаются срабатыванием аварийной защиты реактора, локализующей и запорной арматуры. АЭС в этих режимах прекращает выработку электроэнергии. При моделировании таких процессов используются наиболее сложные физические модели и численные алгоритмы. Моделирование таких процессов выполняется при обосновании ядерной безопасности по специальным программам (например, ТЕЧЬ-М, разработанной в ОКБ "ГИДРОПРЕСС"). Однако подробное моделирование всей АЭС в этих режимах не требуется.

Третья группа процессов связана с работой энергоблока в условиях нормальной эксплуатации и при отклонениях от нормальных условий эксплуатации: переходы с одного уровня мощности на другой; пуск и останов энергоблока; переходные режимы, в которых возможен выход оборудования за пределы нормальных условий эксплуатации. Особенностью этих процессов является взаимодействие всего оборудования энергоблока во всей совокупности физических процессов, которые в нем протекают. Здесь происходит сложное

12 взаимодействие технологического оборудования с системами автоматики и оперативным персоналом. Именно моделирование переходных процессов на АЭС требует наиболее подробного описания всего оборудования и систем АСУ ТП.

В данной работе рассматриваются вопросы разработки модели АЭС для третьей группы процессов и соответствующих им режимов эксплуатации оборудования.

На основании вышеизложенного можно сформулировать требования к модели энергоблока, предназначенной для применения в процессе разработки проекта АЭС:

- должно осуществляться моделирование всего оборудования АЭС, влияющего на переходные процессы в энергоблоке: активная зона реактора, циркуляционные петли, парогенераторы, компенсатор давления, системы подпитки-продувки, системы аварийного и планового расхолаживания, турбогенераторная установка, системы технической воды, основные электросистемы и ряд вспомогательных систем; программный комплекс должен обеспечивать возможность последовательно наращивать объем моделируемого оборудования по мере разработки проекта АЭС;

- моделирование процессов должно выполняться на современной вычислительной технике за приемлемое время (моделирование, например, пуска энергоблока желательно выполнять в два-три раза быстрее реального времени);

- описание процессов должно осуществляться на базе физических моделей, откорректированных из условия требуемых точности и быстродействия; выбор расчетных сеток и численных методов для решения дифференциальных уравнений должен осуществляться исходя из условия обеспечения оптимального быстродействия и приемлемых погрешностей вычислений, подтвержденных результатами верификации и валидации программных средств.

Отдельной проблемой является выбор программных средств для моделирования автоматической системы управления (АСУ ТП).

13

Из всего вышесказанного следует, что программно-технический комплекс должен состоять из весьма точных численных моделей динамики всего оборудования, обеспечивающих моделирование процессов в энергоблоке АЭС либо в масштабе реального времени, либо даже быстрее реального времени.

Цель работы

1. Разработать методику моделирования динамики основного оборудования энергоблока АЭС с ВВЭР.

2. Разработать алгоритм и комплекс программ для моделирования динамических процессов в энергоблоках АЭС с реакторами типа ВВЭР.

3. Провести верификацию комплекса программ по результатам экспериментов и путем сравнения результатов расчетов по отдельным программным модулям с результатами расчета по другим программам, включая аналитические тесты.

4. Продемонстрировать возможность программного комплекса моделировать динамические процессы в основном оборудовании энергоблока АЭС с ВВЭР.

Для достижения указанной цели был создан программно-технический комплекс "РАДУГА-ЭУ", который широко применяется в институте "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" при исследовании технических решений, принимаемых в проектах АЭС нового поколения, для отработки логики систем АСУ ТП, включая выявление ошибок в алгоритмах управления.

Научная новизна работы создан программно-технический комплекс для моделирования динамических процессов в энергоблоке АЭС с ВВЭР - "РАДУГА-ЭУ", позволяющий исследовать динамические характеристики оборудования АЭС с реакторами ВВЭР, проверять технические решения, закладываемые в системы АСУ ТП (защиты, блокировки, настройки регуляторов и алгоритмы работы автоматики);

- разработана разностная схема повышенной точности с использованием метода сеток для решения уравнения переноса нейтронов в двухгрупповом

14 диффузионном приближении. Показана высокая точность результатов, получаемых по разработанной методике, соизмеримая с точностью при использовании нодальных методов при решении уравнений переноса нейтронов в диффузионном приближении. Методика реализована в программном комплексе "РАДУГА-7"; разработана методика моделирования динамики сложных теплогидравлических сетей, включая моделирование динамики турбоустановок, реализованная в программном комплексе ТРР (Thermal Power Plant);

- проведена тщательная верификация программно-технического комплекса "РАДУГА-ЭУ" и входящих в него расчетных методик (матрица верификации приведена в приложении 1);

- программный комплекс "РАДУГА-5" является первой в России программой связанного нестационарного нейтронно-теплогидравлического расчета реакторных установок с трехмерной моделью активной зоны, прошедшей процедуру аттестации в ГАН РФ;

- с помощью программного комплекса "РАДУГА-ЭУ" проведено моделирование динамических процессов при пуске энергоблока АЭС "Бушер". По результатам моделирования пуска внесены коррективы в технологические схемы системы подпитки-продувки первого контура и в алгоритмы АСУ ТП.

Практическая ценность работы

Разработанная модель динамики энергоблока АЭС с ВВЭР реализована в программном комплексе "РАДУГА-ЭУ", который широко применяется в институте "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" при исследовании технических решений, принимаемых в проектах АЭС нового поколения; для отработки логики систем АСУ ТП, включая выявление ошибок в алгоритмах управления.

В качестве моделирующего модуля п/к "РАДУГА-ЭУ" используется в ЭНИЦ в составе представительного комплекса для отработки компьютерного интерфейса (пульта управления) АЭС "Бушер".

Программно-технический комплекс "РАДУГА-ЭУ" включает в себя несколько программных комплексов.

Программный комплекс динамики реакторной установки "РАДУГА-5" аттестован ГАН РФ, аттестационный паспорт №62 (см. приложение 2).

15

Как самостоятельный расчетный комплекс, кроме института "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ", п/к "РАДУГА-5" также используется в НТЦ ГАН РФ и в концерне "РОСЭНЕРГОАТОМ" для исследования безопасности АЭС в условиях реактивностных аварий. Кроме того, он используется на кафедре Э7 МГТУ им. Баумана для обучения студентов.

Программный комплекс "РАДУГА-7" (п/к "РАДУГА-7" включает в себя п/к "РАДУГА-5", однако содержит нейтронно-физическую модель активной зоны с более высокой точностью разностной схемы и модули интеграции в полномасштабную модель энергоблока) использовался для разработки международных кинетических тестов для верификации программ связанного нейтронно-теплогидравлического расчета.

Программный комплекс "ТРР" как самостоятельный расчетный комплекс используется в НПЦ "ПРИОРИТЕТ" АО "МОСЭНЕРГО" для исследования динамики теплофикационных турбоустановок и теплового оборудования ТЭЦ "МОСЭНЕРГО", а в институте "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" - для исследования теп л оги драв лики в сложных тепловых сетях.

Автор защищает:

1. Методику моделирования поля энерговыделения в активной зоне ЯЭУ в двухгрупповом диффузионном покассетном приближении методом сеток.

2. Программный комплекс "РАДУГА-7" для моделирования динамических процессов в ЯЭУ с пространственной моделью активной зоны.

3. Программный комплекс "ТРР" для моделирования динамики сложных теплогидравличсеких сетей и турбоустановок.

4. Программно-технический комплекс "РАДУГА-ЭУ".

5. Результаты верификации программно-технического комплекса "РАДУГА-ЭУ " и его компонент.

6. Результаты расчетных исследований динамических процессов в энергоблоке АЭС при исследовании процессов пуска энергоблока и маневрирования мощностью в процессе работы энергоблока.

Апробация работы

Основные результаты диссертационной работы представлялись на "семинарах по динамике", проводимых НТС Минатома РФ: в 1987г. в г.

16

Димитровграде, в 1988 г. в г. Горьком, в 1992 г. в г. Арзамас-16, в 1993 г. в Челябинске-70, в 1990 г. на семинаре МАГАТЭ в г. Москве, на международном семинаре "Теплофизика-90" в г.Обнинске, на международном семинаре по реактивностным авариям в г. Киеве в 1992 г., на семинарах МИНАТОМа "Нейтроника" в г. Обнинске в 1993, 1995, 1996, 1997, 1998 и 1999 г., на международных семинарах по безопасности ядерных реакторов в г. Обнинске в 1998 и 1999 г., в Нью-Йорке в 1998 г.

По теме диссертации опубликовано более 20 научных работ.

Автор выражает глубокую благодарность коллегам, принимавшим участие в создании программно-технического комплекса "РАДУГА-ЭУ":

- соавторам по программным комплексам "РАДУГА-5" и "РАДУГА-7" Таранову Г.С., Мальцеву М.Б., Никитину А.Ю., Умрихину А.О.;

- соавторам по программному комплексу "ТРР" Куно М.Я. и Фейману

В.Г;

- автору идеи уникальной методики постановки граничных условий в методе сеток Григорьеву М.М.;

- авторам программного комплекса "МВТУ" доценту Козлову О.С., Ходаковскому В.В. и Кондакову Д.В., принимавших активное участие в создании моделирующего комплекса "РАДУГА-ЭУ" и существенно переработавших п/к "МВТУ" в процессе работы над комплексом;

- своим коллегам по работе Игнатенко В.В., Иванову М.В. и Никулиной H.A., внесших основной вклад в подготовку и отладку исходных данных полномасштабной модели энергоблока АЭС.

Особую благодарность Автор выражает зав. каф. Э7 МГТУ им. Н.Э.Баумана профессору Солонину В.И. за ценные замечания, сделанные при подготовке рукописи диссертации.

17

1. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ

Результаты работы по разработке системы тестов представлены в [79].

Кроме того, п/к "РАДУГА" применялся при разработке международного теста по верификации комплексных программ пространственной динамики применительно к реакторам типа ВВЭР [25].

Участие Автора в разработке системы тестов и верификация п/к "РАДУГА" в процессе работы над тестами инициировали необходимость разработки семиточечной модели расчета динамики активной зоны п/к "РАДУГА-7".

256

9. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Создан программно-технический комплекс для моделирования динамических процессов в энергоблоке АЭС с ВВЭР - "РАДУГА-ЭУ", позволяющий исследовать динамические характеристики оборудования АЭС с реакторами ВВЭР, проверять технические решения, закладываемые в системы АСУ ТП (защиты, блокировки, настройки регуляторов и алгоритмы работы автоматики). П/к "РАДУГА-ЭУ" удовлетворяет всем тем требованиям, которые предъявляются к нему как к моделирующей системе, а именно:

- обеспечена возможность последовательного наращивания объема моделируемого оборудования по мере разработки проекта АЭС;

- обеспечено моделирование процессов на энергоблоке АЭС в масштабе реального времени для задач, в которых такое моделирование является важным;

- имеется возможность подключения к моделирующему комплексу программ, написанных другими авторами, а также стыковка с другими моделирующими комплексами, что практически доказано путем стыковки с системой верхнего уровня АСУ ТП "ОПЕРАТОР", разработанной в ИПУ [80].

2. Разработана разностная схема повышенной точности с использованием метода сеток для решения уравнения переноса нейтронов в двухгрупповом диффузионном приближении. Показана высокая точность результатов, получаемых по разработанной методике, соизмеримая с точностью при использовании нодальных методов при решении уравнений переноса нейтронов в диффузионном приближении. Методика реализована в программном комплексе "РАДУГА-7".

3. Разработана методика моделирования динамики сложных теплогидравлических сетей, включая моделирование динамики турбоустановок, реализованная в программном комплексе "ТРР" (Thermal Power Plant).

4. Проведена комплексная верификация методик, заложенных в программные комплексы "РАДУГА" и "ТРР", а также п/к "РАДУГА-ЭУ" в целом.

Проведен широкий спектр расчетов, подтверждающий возможности программного комплекса "РАДУГА-ЭУ" для полномасштабного моделирования динамики энергоблоков АЭС с ВВЭР.

257

5. Программный комплекс "РАДУГА-ЭУ" и входящие в него модули широко используются на предприятиях отрасли. П/к "РАДУГА-ЭУ" используется в институте АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ для обоснования технических решений, принимаемых при проектировании АЭС нового поколения, включая отработку проекта АСУ ТП, для моделирования динамических процессов при пуске энергоблока АЭС "Бушер". Комплекс программ "РАДУГА-ЭУ" совместно с системой "ОПЕРАТОР" переданы в ЭНИЦ для отработки человеко-машинного интерфейса и испытания элементов тепловой автоматики в качестве имитатора энергоблока АЭС и пульта оператора.

Как самостоятельные расчетные комплексы п/к "РАДУГА-5" и "РАДУГА-7" используются в НТЦ ГАН РФ и в концерне "РОСЭНЕРГОАТОМ" для исследования безопасности АЭС в условиях реактивностных аварий. Кроме того, п/к "РАДУГА-5" используется на кафедре Э7 МГТУ им. Баумана для обучения студентов.

Программный комплекс "ТРР" применяется в НПЦ "ПРИОРИТЕТ" АО "МОСЭНЕРГО" для исследования динамики теплофикационных турбоустановок и теплового оборудования ТЭЦ "МОСЭНЕРГО", а в институте "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" - для исследования теплогидравлики в сложных тепловых сетях.

258

1. Программа БИПР-7. Инструкция для пользователя: Отчет о НИР /ИАЭ им.И.В.Курчатова. Руководитель: Г.Л.Лунин. Per. No У31108. -M., 1989. -20 с.

2. Time Dependent Spatial Neutron Kinetic Algorithm for BIPR8 and its Verification/ M.P. Lizorkin, V.N. Semenov,V.S. lonov, V.l. Lebedev //Proceedings of Second Symposium of AER. KFKI Atomic Energy Research Institute, -Budapest, 1992. -P. 389-401.

3. Neutron Kinetics Investigations at LR-0 Zero-Power Reactor/ V. Rypar, J. Racek,K.-H. Fahrmann, U. Grundmann and D. Ziegenbein //Nuclear Science Engineering 105, 1990. -P. 218-225.259

4. Grundmann U. and Rohde U. 3-D Simulation of Reactivity Transients in Cores of WER-Reactors// Proceedings 1993 Simulation Multiconference, SCS Simulation Series, Vol.25 nro 4, -San Diego, 1993. -P.30-35.

5. Khalil H.S., et al. Coupled Reactor Physics and Thermal Hydraulic Computations with the SAS-DIF3DK Code // Proceedings of Joint International Conference on Mathematical Methods and Supercomputing for Nuclear Applications. -New-York, 1997. -P. 1063-1070.

6. Kyrki-Rajamaki R. Three-Dimensional Reactor Dynamics Code for VVER Type Nuclear Reactors/VTT Publications 246, Technical Research Center of Finland, 1995. -51p.

7. Программный комплекс "РАДУГА" с библиотекой нейтронно-физических сечений серийного реактора ВВЭР-1000/ Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности: Аттестационный паспорт на программное средство №62 от 17.10.1996. -М., 1996 г. 7 с.

8. CATHARE code Development and assessment methodologiies/J.C. Micaelli, F. Barre, D. Bestion//ANS winter Meeting, -San Francisco, 1995. -P.l-15.260

9. Ransom V.H. et. all. RELAP5/MOD2 Code Manual. Volume 1 //Nureg/CR -U312, EGG-2396, Revision 1, April 1987. -New-Yourk, 1987. -P. 20-45.

10. Bur we 11 M.J., Lerchl G., et al. The Thermaldydroulic Code ATHLET for Analysis of PWR and BWR Systems// NURETH-4, Proc. Fourth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, v.2. -Karlsruhe, 1989. -P. 12341240.

11. Верификация комплекса программ теплогидравлических расчетов нестационарных режимов ЯЭУ с ВВЭР "ТРАП-97": Отчет о НИР/ ОКБ "Гидропресс. Руководитель: не указан. ДЭ-108. ОКБ ГП, -М., 1998. -538 с.

12. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора. -М.: Энергоиздат, 1981. -352 с.

13. Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах.-М.: Энергоатомиздат, 1984. -348 с.

14. Сидоренко В.Д., Капелюшин В.А. Физические основы и инструкция для проведения расчетов по программе "УНИРАСОС": Отчет о НИР / ИАЭ им. И.В. Курчатова. Руководитель: Г.Л. Лунин. Инв. N32/156780. -М.,1980. -38с.

15. Askew J.R. et al. A General Description of the Lattice Code WIMS //Journal of British Nuclear Energy Society, Octouber, 1966. P. 564-585.

16. Результаты расчета двух аварийных режимов установки В-213 по программному комплексу "РАДУГА". Анализ состояния аттестованных программ нейтронно-физического расчета в 1998 г: Отчет о НИР/ НТЦ ЯРБ Рук. не ук. Инв. №200-05/248. -М.:1998. -48 с.

17. Программа для ЭВМ БЭСМ-6. Определение температурных полей в тепловыделяющих элементах ВВЭР в нестационарных режимах ТВЭЛ/ ГКАЭ ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Б-072, hhb.N 65775. -М.:1977. -26 с.262

18. Спассков В.П., Волков Г.А., Волков B.C. и др. Программа для ЭВМ БЭСМ-б. Расчет нестационарных режимов энергетических установок с ВВЭР "ДИНАМИКА". -M.: ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1776/ОФАП, 1978. -100 с.

19. Binaissa Baggoura and Martin W.R. Transient analysis of the TMI-2 pressurrizer system // Nuclear Tecnology. Vol.6.N2, August 1983. -P. 389-402.

20. Коршунов A.C. Исследование компенсатора давления АС с ВВЭР и разработка метода обоснования его основных характеристик и режимов работы // Дисс.канд. техн. наук : 05.14.03. -М.:1985. -204 с.

21. B.C. Петухов и др. Теплообмен в ядерных энергетических установках. -М.: Атомиздат, 1974. -428 с.

22. Анализ и обобщение опытных данных по перемешиванию воды в опускном канале реактора: Отчет о НИР/ ГКАЭ ОКБ "ГИДРОПРЕСС" №3450-007. -М.,1985: -28 с.

23. Программа "ТРР" для моделирования нестационарных и установившихся процессов в энергетическом оборудовании ТЭЦ: Отчет о НИР/ НПЦ "ПРИОРИТЕТ" инв. №НТ0001/1997. Руководитель: не ук. -М., 1997. -46 с.

24. Программый комплекс "РАДУГА" для моделирования переходных и аварийных режимов в реакторных установках водо-водяного типа. Описание математической модели: Отчет о НИР/ Атомэнергопроект, Apx.N 145. Руководитель: не ук. -М., 1993 .-56 с.

25. Комплекс программ для ЭВМ БЭСМ-6. Аппроксимация теплофизических свойств воды и водяного пара "ВОДА" / ГКАЭ ОКБ "ГИДРОПРЕСС" Б-110, -М, 1978. -22 с.

26. Программа для ЭВМ БЭСМ-6. Определение коэффициентов теплоотвода и гидравлического сопротивления "АЛЬФА" / ГКАЭ ОКБ "ГИДРОПРЕСС" Б-077, -М, 1973. -24 с.

27. Кавун О.Ю., Таранов Г.С. Математическая модель нейтронно-физического модуля программного комплекса "РАДУГА" // Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов НЕЙТРОНИКА-96: Сб. трудов семинара МАЭ РФ. -Обнинск, 1998. -С14-38.

28. Протокол с результатами тестовых расчетов характеристик активной зоны первой топливной загрузки для трехлетнего топливного цикла ВВЭР-1000: Отчет о НИР/ НТЦ БАЭ при ГАЭН СССР, инв. N 200-05/19. Руководитель: не ук. -М., 1990. -284 с.264

29. Установка реакторная В-407. Расчет физический. Часть 1. Основные характеристики топливного цикла/ ГКАЭ ОКБ "Гидропресс", инв. №407 РР17, -М, 1991. -420 с.

30. Реактор. Расчет физический. Часть 1. Характеристики активной зоны с борным выгорающим поглотителем. / ГКАЭ ОКБ "ГИДРОПРЕСС", инв. N392.06.00.00.000 РР17. -М, 1990. -620 с.

31. Болобов П.А., Болыпагин С.Н. Тестовые задачи для программ пространственного расчета энерговыделения реакторов ВВЭР // Материалы XVIII симпозиума специалистов ВМК по физике ВВЭР. -М., 1993. -С. 1-7.

32. Y.A. Shatilla and Y.A. Chao. Benchmark problems for two group hexagonal geometry nodal diffusion codes/ Westinghouse Elecric Corporation. Nuclear Manufacturing Divisions. -1992. -27p.

33. In-core fuel management code package validation for WWERs. IAEA-TECDOC-847. -IAEA, November 1995. -157 p.

34. Grundmann U., Rohde U. Definition of the Second Kinetic Benchmark of AER/ / Proceedings of the third Symposium of AER held in Piestany (Slovakia) Piestany, 1993.-P. 1-7.

35. Grundmann U. Rezults of the Second Kinetic AER-Benchmark //Proceedings of the forth Symposium of AER held in Sozopol (Bulgaria), -Sozopol, 1994. -P.35-45.

36. Анализ реактивностных аварий в реакторах ВВЭР. Верификация программы БИПР8КМ: Отчет о НИР/ РНЦ "Курчатовский Институт", Руководитель не ук., Инв. №32/1-266-96 от 30.12.96. -М.,1996. -46 с.265

37. Kaloinen E. TRIGON. A Two-Dimensional Multigroup Diffusion Code For Trigonal Or Hexagonal Test// Nuclear Engineering laboratory. Technical Research enter of Finland. -1973. -56 P.

38. Установка реакторная B-407. Расчет теплогидравлический. Часть 1. Стационарные режимы / ГКАЭ, ОКБ "Гидропресс"; инв. N407 РР02. -М., 1990. -234 с.

39. Установка реакторная В-320. Пояснительная записка. Описание проектных режимов / ГКАЭ ОКБ "ГИДРОПРЕСС"; инв. N392.00.00.00.000 П31. -М., 1988. -46 с.

40. Главный циркуляционный насосный агрегат ГЦНА 1455. Пояснительная записка / ЦКБМ; инв. N1455-00-0004 ПЗ. -М, 1990. -16 с.

41. Установка реакторная В-413. Перечень наиболее важных исходных данных для расчетов, относящихся к реакторной установке/ ГКАЭ ОКБ "Гидропресс", И-413-ПР-001. -М., 1991. -63с.

42. Расчетный анализ режимов обесточивания АЭС и непредусмотренного открытия клапана компенсатора давления с учетом пространственных эффектов в активной зоне. (Блок 2 Калининской АЭС)/ ОКБ "ГИДРОПРЕСС" 338-Пр-009, -М., 1994, -48 с.

43. Sicherheits analise VVER-ЮОО/ SIEMENS, UBRWU, U8114. Contract N85-120/8190, -1988. 488 p.

44. G.Ezsol,L.Szabados. Comparison of PMK-NVH experimental results in the event of 7.4% cold and hot leg breaks// Proceedings of a technical committee/workshop. Computer aided safety analysis 1989. IAEA-TC-560.03, -Vienna, 1990. -P.79-97.

45. Pos-test analysis of SPE-2 with TRAC-PFI/ M.R.S.Galetti, A.A.Madeira, R.C.Borges, A.S.Pontedeiro// Proceedings of a technical committee /workshop. Computer aided safety analysis 1989. IAEA-TC-560.03, -Vienna, 1990. -P. 105-113.

46. S.Petelin, et al. Post-test calculation of SPE-2 with RELAP5/MOD2 // Proceedings of a technical committee/workshop. Computer aided safety analysis 1989. IAEA-TC-560.03. -Vienna, 1990. -P. 98-105.

47. Верификация расчетной программы "Радуга", моделирующей работу работу основных технологических систем реакторной установки. Верификация266теплогидравлического модуля: Отчет о НИР/ ГНИИПКИ "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ", Руководитель: не ук., -М., 1995. -39 с.

48. Исследование аварийного режима с выбросом ОР СУЗ в ВВЭР-1000 при замедлении перемещения отдельных ОР СУЗ аварийной защиты по программе "НОСТРА" : Отчет о НИР/ Совм. отч. МИФИ и ВНИИАЭС, Руководитель: не ук., -М., 1994. -25 с.

49. Исследование аварийного режима обесточивания ВВЭР-1000 при застревании отдельных ОР СУЗ по программе "НОСТРА": Отчет о НИР /Совм. отч. ОКБ "ГИДРОПРЕСС", МИФИ и ВНИИАЭС, Руководитель: не ук., -М., 1995. -23 с.

50. Исследование аварийного режима неуправляемого движения рабочей группы ОР СУЗ в ВВЭР-1000 при застревании отдельных ОР СУЗ по программе "НОСТРА": Отчет о НИР / Совм. отч. ОКБ "ГИДРОПРЕСС", МИФИ и ВНИИАЭС, Руководитель: не ук., -М., 1995. -25 с.

51. Анализ реактивностных аварий на реакторах ВВЭР. Верификация комплекса ATHLET/BIPR8KN на основе обсчета экспериментально измеренного переходного процесса на реакторе ВВЭР-1000: Отчет о НИР267

52. РНЦ КИ. Инв. №32/1-135-97 от 30.06.97. Руководитель: не ук., -М., 1997. -26 с.

53. Suslov I.R. et all. MAG-code for Fine Mesh VVER Calculations //Proc. of 6th Symposium AER, -1996. -P.10-17.