Разработка методики реалистичных расчётов с анализом неопределённостей для динамических процессов на РУ ВВЭР с использованием трёхмерной кинетики

  • Автор:
  • Специальность ВАК РФ: 05.14.03
  • Научная степень: Кандидатская
  • Год защиты: 2013
  • Место защиты: Москва
  • Количество страниц: 153 с. : ил.
  • бесплатно скачать автореферат
  • Стоимость: 230 руб.
Титульный лист Разработка методики реалистичных расчётов с анализом неопределённостей для динамических процессов на РУ ВВЭР с использованием трёхмерной кинетики
Оглавление Разработка методики реалистичных расчётов с анализом неопределённостей для динамических процессов на РУ ВВЭР с использованием трёхмерной кинетики
Содержание Разработка методики реалистичных расчётов с анализом неопределённостей для динамических процессов на РУ ВВЭР с использованием трёхмерной кинетики

ОГЛАВЛЕНИЕ
Введение
Глава 1 Расчётная схема для проведения связанных расчетов в ПК КОРСАР/ГП
1.1 Программный комплекс КОРСАР/ГП
1.2 Расчётная схема реакторной установки ВВЭР-1 ООО
1.3 Настройка перемешивания в камерах реактора
1.4 Кросс-верификация для задачи с разрывом паропровода
1.5 Верификация для задачи с отключением одного ГЦН из четырёх работающих
1.6 Заключение по главе
Глава 2 Программный комплекс ЫИСШАП
2.1 Описание программного комплекса ГПЧСЗиАБ
2.2 Верификация на основе задачи расчёта элементарной ячейки реактора ВВЭР
2.3 Верификация на основе задачи о разрыве паропровода на АЭС Козлодуй
2.4 Заключение по главе
Глава 3 Анализ неопределенностей режима с разрывом паропровода с учётом неопределенностей нейтронно-физических параметров
3.1 Постановка задачи
3.2 Исходные данные
3.3 Входные неопределенности
3.4 Результаты расчётов
3.5 Заключение по главе
Глава 4 Процедура подключения библиотек макроскопических сечений для анализа неопределенностей динамических расчётов РУ ВВЭР-1000 в КОРСАР/ГП
4.1 Постановка задачи
4.2 Результаты расчётов статических состояний без оптимизации
4.3 Оптимизационная задача
4.4 Результаты расчётов статических состояний после оптимизации
4.5 Заключение по главе
Заключение
Список литературы
Публикации автора по теме диссертации
Доклады на научных конференциях

ВВЕДЕНИЕ
Для успешного развития атомной энергетики, равно как для обоснования безопасности объектов использования атомной энергии, необходимо использование большого количества современных вычислительных средств и методик. Эти средства и методики касаются самых разных областей науки и техники. Многие программные средства предназначены для связанных расчётов, в которых одновременно моделируются различные по физической природе явления.
Обоснование безопасности ядерных энергетических установок (ЯЭУ) базируется на взаимосвязанных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетах. Это обусловлено самим принципом работы ядерного реактора. Современный уровень вычислительной техники позволяет использовать для этого двухфазные неравновесные теплогидравлические коды и трехмерную кинетику при описании нейтронного поля в активной зоне.
Основным научно-техническим направлением, на которое ориентирована данная работа, является развитие средств и методов для анализа динамических процессов на реакторных установках (РУ) ВВЭР при помощи взаимосвязанных расчетов. Важным аспектом для указанного направления является постановка и выполнение задачи с включением анализа неопределенностей. Для формулирования цели работы и соответствующего ей спектра задач необходимо рассмотреть развитие и современное состояние основных принципов, закладываемых в расчеты ЯЭУ, а также сложившуюся эволюцию методик анализа неопределенностей, как необходимый компонент получаемых результатов.
Расчётно-методическая база непрерывно развивается и усложняется для более детального моделирования объектов и дополнительного учёта различных процессов. Как правило, она находится в соответствии с достигнутым уровнем развития вычислительных технологий, но иногда опережает его.

Общей целыо развития является достижение максимального экономического эффекта в атомной энергетике при условии сохранения её безопасности, а также повышение уровня безопасности. Улучшение экономической эффективности достигается по двум направлениям:
• снятие консерватизма в обеспечении безопасности;
• оптимизация.
Консервативный подход является одним из возможных подходов к анализу безопасности реакторных установок. Всего можно выделить три типа анализа безопасности:
1) консервативный;
2) наилучшей оценки;
3) комбинация обоих подходов.
Консервативный подход очень удобен. В большинстве случаев анализов безопасности используется именно он, поскольку требует значительно меньше затрат машинного времени, и также человеческих усилий. В рамках этого подхода обычно требуется один расчёт для обоснования безопасности в конкретной задаче. При этом считается, что все неучтённые физические явления, а также все отклонения параметров от номинальных значений перекрываются принятыми допущениями и коэффициентами запаса.
Подход наилучшей оценки отличается целью исследований. В рамках консервативного подхода ставится задача найти величину, за пределы которой значение критериального параметра не выходит. При этом обычно подразумевают доверительную вероятность 100 %. Подход наилучшей оценки изучает реальное значение параметров, включая их неопределённость. Обычно полученной неопределённое соответствует доверительная вероятность меньше 100 %, то есть используются статистические методы.
Недостатком консервативного подхода является снижение экономической эффективности проектируемых и эксплуатируемых ЯЭУ. Однако следует

Опускной участок состоит из 42 одинаковых каналов (рисунок 1.3). Число каналов в опускном участке равно числу периферийных ТВС в активной зоне. Каждый канал имеет 6 ячеек по длине. В расчётной схеме опускной участок начинается от уровня осей холодных патрубков. Таким образом, пространство между осями патрубков и кольцом разделителем потоков не моделируется, однако его объём включён в объём каналов.
В основном массиве каналов каждый канал соответствует одной ТВС. Таким образом, в массиве 163 канала.
Первый слой ячеек основного массива каналов моделирует пространство между эллиптическими днищами корпуса и шахты. Второй и третий слои служат для пространства внутри шахты под активной зоной (стаканы под ТВС).
Теплогидравлическая схема активной зоны соответствует нейтроннофизической. В качестве торцевых отражателей служат специальные слои ячеек под активной зоной и над ней. Активная зона занимает 20 слоёв ячеек. Для бокового отражателя используется один канал байпаса активной зоны в области выгородки (рисунок 1.8). Расчётными исследованиями установлено, что изменение свойств теплоносителя в каналах бокового отражателя не приводит к изменению нейтронного поля в активной зоны. Обратные связи для бокового отражателя практически отсутствуют. Поэтому для его моделирования достаточно одного теплогидравлического канала. Число ячеек отражателя и активной зоны, а также высота обогреваемой части твэлов выбираются в соответствии с нейтронно-физической расчётной схемой. Описание нейтроннофизической схемы содержат файлы библиотеки макроскопических сечений.
В расчётной схеме моделируется два канала байпаса активной зоны: в области выгородки и через направляющие каналы стержней СУЗ соответственно. Канал байпаса в области выгородки связан с ячейками периферийных каналов основного массива каналов через элементы поперечное соединение. Подключение осуществлено к ячейкам нижнего слоя нижнего отражателя и верхнего слоя верхнего отражателя.

Рекомендуемые диссертации данного раздела