Моделирование нестационарных нейтронно-физических процессов в реакторах ВВЭР с потвэльной детализацией тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Гордиенко, Павел Владимирович

• Гордиенко, Павел Владимирович
• кандидат наук
• 2014

Оглавление диссертации кандидат наук Гордиенко, Павел Владимирович

СОДЕРЖАНИЕ

ГЛАВА

1.1 1

1

1

1

1.6 1

ГЛАВА2

2

2

2

2

ГЛАВА

3

3

3

МЕТОДИКИ 20 ПОТВЭЛЬНОГО

21

25

26 30

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Моделирование нестационарных нейтронно-физических процессов в реакторах ВВЭР с потвэльной детализацией»

ВВЕДЕНИЕ

ОПИСАНИЕ РАСЧЕТНОЙ

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

ПРОВЕРОЧНЫЕ РАСЧЕТЫ МОДУЛЯ 39

ВОССТАНОВЛЕНИЯ

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

Анализ полученых результатов 60

РЕЗУЛЬТАТЫ ПОТВЭЛЬНОГО НЕЙТРОННО- 61 ФИЗИЧЕСКОГО РАСЧЕТА ПЕРЕХОДНОГО АВАРИЙНОГО ПРОЦЕССА

Описание моделируемого переходного процесса 61

Исходное состояние РУ на мощности перед началом 62 переходного процесса

Результаты моделирования переходного процесса на 65 мощности РУ

39 43

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

3.5 Результаты моделирования переходного процесса на 74 МКУ мощности

ГЛАВА 4 РЕЗУЛЬТАТЫ ПРИМЕНЕНИЯ МОДУЛЯ 80

ВОССТАНОВЛЕНИЯ ПРИ ОПИСАНИИ

ПАРАМЕТРОВ СОСТОЯНИЯ ТОПЛИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ В АВАРИЙНЫХ ПРОЦЕССАХ

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

4.2 Описание моделируемого переходного процесса 82

4.3 Результаты моделирования переходного процесса 83

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

4.5 Обобщение полученных результатов для рассмотренных 92 моделей описания твэла

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 94

ЛИТЕРАТУРА 97

ВВЕДЕНИЕ

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

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

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

- Выброс стержня ОР СУЗ из реактора;

- Рассогласование стержней ОР СУЗ.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Более подробное описание упомянутых программных комплексов приводится далее.

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

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

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

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

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

- Расчет распределения потвэльного энерговыделения должен занимать приемлемое время.

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

В рассматриваемом ноде потвэльное энерговыделение рассчитывается следующим образом:

лспек ^ччспек

д = Ф]Г .£ V ' • + ф™ • * V ' •

г -*<спек I -г спек

ф спек фс

где, q - энерговыделение в твэле (твэге);

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

и - потвэльные макроскопические сечение энерговыделения в твэле

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

фспст фспе/с

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

гъ.спек лспек

Ч1/ ^Т

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Достоверность представленных в диссертационной работе результатов

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

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

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

Личный вклад автора включает в себя:

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

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

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

- Проведение верификационных расчетов модуля восстановления в стационарных состояниях;

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

- Проведение тестовых расчетов нестационарных процессов.

Апробация работы

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

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

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

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

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

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

ПЕРМАК - малогрупповая мелкосеточная двумерная гексагональная диффузионная программа для расчета потоков нейтронов в реакторе с любой степенью симметрии. В частности она может использоваться в задачах с учетом выгорания и обратных связей.

Программа ПЕРМАК-А обеспечивает проведение расчетов как в одном, так и во многих слоях по высоте активной зоны, определяемых пользователем программы. Возможно получение коэффициентов неравномерности поля энерговыделения как в отдельных TBC, так и для всей активной зоны в целом. Программа проводит расчет выгорания нескольких топливных загрузок одного блока и производит имитацию перегрузки топлива.

ПЕРМАК-А осуществляет автоматическую настройку на исходные данные, параметры состояния активной зоны и результаты расчетов, полученные по программе БИПР-7А.

БИПР-7 [19] использует разработанную А. А. Мараказовым модель редкосеточного расчета с использованием промежуточных фиктивных расчетных узлов. Это позволило перейти к более точному соотношению потоков нейтронов в центре TBC и среднего по TBC потока нейтронов.

Трехмерная редкосеточная программа БИПР-7А предназначена для проведения нейтронно-физических расчетов активных зон реакторов типа ВВЭР. Программа БИПР-7 А проводит расчет: трехмерных полей глубин выгорания топлива; температур и плотности теплоносителя; энерговыделения и потоков нейтронов; эффектов пространственного распределения изотопов 135Хе, 149Sm и Рш; коэффициентов неравномерности энерговыделения в

активной зоне; реактивности системы. С использованием теории возмущения рассчитываются коэффициенты реактивности; по плотности и температуре теплоносителя, по температуре топлива, по мощности реактора. Определяются следующие параметры кинетики: среднее время жизни мгновенных нейтронов, эффективная доля запаздывающих нейтронов, средняя постоянная распада предшественников запаздывающих нейтронов.

Программа позволяет имитировать состояния активной зоны в процессе выгорания топлива и при переходных процессах на ксеноне и самарии £ учетом реального изменения эксплуатационных параметров реактора (положения органов регулирования, уровня мощности, давления и температуры теплоносителя, концентрации бора в замедлителе и т.п.).

Программа БИПР-8 разработана М.П. Лизоркиным на основе нодальной методики, предложенной А.Н. Новиковым. Изначально рассматривалась идея использования четырех азимутальных гармоник для описания распределения потока нейтронов в расчетных ячейках (нодах) в одногрупповом приближении с учетом соответствующих условий сшивки решений на границах нодов [20, 21]. Эта методика была доработана до двух энергетических групп и использования семи азимутальных гармоник и реализована в БИПР-8.

Программа предназначена для проведения нейтронно-физических расчетов реакторов ВВЭР. Она рассчитывает нейтронно-физические характеристики активной зоны и их изменения в процессе выгорания топлива и при переходных процессах с учетом реального изменения эксплуатационных параметров реактора (выгорания топлива, положения органов регулирования, уровня мощности, давления и температуры теплоносителя, концентрации бора в замедлителе).

Важной стадией развития методик анализа безопасности явилось моделирование переходных процессов с локальным изменением реактивности внутри активной зоны реактора. Для этих целей потребовалось создание программных кодов способных моделировать переходные процессы в объеме

всего реактора. Для решения подобных задач программа БИПР-8 была дополнена ветвью нестационарного расчета.

Версия БИПР-8КН оснащена ветвью нестационарного расчета кинетики реактора [22], которая, после получения результата стационарного расчета, позволяет определять изменения трехмерного распределения полей нейтронов и мощности реактора в переходных процессах, вызываемых как глобальными, так и локальными изменениями размножающих свойств в активной зоне различного происхождения.

Трехмерное описание динамических процессов позволяет с достаточной точностью моделировать по программе БИПР-8 аварийные режимы, связанные с несимметричным вводом реактивности в активную зону реактора. Такие режимы как выброс и падение одного регулирующего стержня и т.д.

В других организациях также были созданы нодальные расчетные коды, производящие трехмерное моделирование переходных динамических процессов в двух энергетических группах. К таким программам относятся DYN3D (Институт Исследования Безопасности, Исследовательский центр Дрезден-Розендорф) [23], KIK03D (Исследовательский институт атомной энергетики, Будапешт) [24] и HEXTRAN (Центр Технических Исследований Финляндии) [25].

Программа БИПР-8 была объединена с теплогидравлическим кодом ATHLET в физико-теплогидравлический комплекс ATHLET/B IPR-VVER [26].

Программный комплекс ATHLET/BIPR-WER предназначен для связанного нейтронно-теплогидравлического расчета нестационарных процессов в ядерных энергетических установках с водо-водяными реакторами типа ВВЭР. Область применения программного комплекса включает расчет нормальных режимов эксплуатации, режимов с нарушением нормальных условий эксплуатации, реактивностных аварийных режимов, нарушения режима циркуляции теплоносителя 1-го контура или условий охлаждения со

стороны 2-ого контура. Программный комплекс ATHLET/BIPR-WER может быть использован для анализа как проектных, так и запроектных аварий.

В других странах были созданы совместные физико-теплогидравлические комплексы, состоящие из нейтронно-кинетических программ DYN3D, KIK03D, HEXTRAN и теплогидравлических кодов ATHLET и RELAP.

Валидация программных комплексов проводится в рамках совместных тестовых задач AER (Atomic Energy Research) [27]. Одной из таких тестовых задач является, проводящееся в рамках AER в последние годы, моделирование эксперимента, проведенного на третьем блоке Калиниской АЭС [28, 29].

Помимо физико-теплогидравлических кодов, упомянутых выше, используются такие программные комплексы как ТИГР-1, ТРАП-КС, НОСТРА, РАДУГА, БАРС.

Комплекс ТИГР-1 был разработан на базе программ БИПР-8 и РАСНАР-2

[30].

Нейтронно-физические процессы в активной зоне реакторов типа ВВЭР в программном комплексе ТРАП-КС моделируются в трехмерном двухгрупповом диффузионном приближении. Для решения уравнений кинетики используется конечноразностный метод с 1, 6 или 24 расчетными узлами на TBC. Для подготовки нейтронно-физических констант используется ПК САПФИР.

Программа НОСТРА предназначена для проведения полномасштабных проектных и эксплуатационных расчетов стационарных и переходных процессов в активных зонах реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с характерными временами более 1 сек при заданных характеристиках теплоносителя на входе в активную зону и при условии отсутствия развитого кипения в пределах активной зоны.

В качестве модели переноса нейтронов используется модель программы БИПР-7, обобщенная на случай нестационарных процессов с источником в виде запаздывающих нейтронов, нейтронными сечениями, явным образом зависящими от температурных обратных связей и конечной величиной времени

жизни мгновенных нейтронов. В методике выделены мгновенная и остаточная составляющие поля энерговыделения, а также доля прямого энерговыделения в замедлителе.

Программный комплекс РАДУГА предназначен для моделирования динамических процессов в водо-водяных реакторных установках типа ВВЭР с учетом трехмерной динамики активной зоны в двухгрупповом покассетном приближении. Для повышения точности решения уравнений нейтронной кинетики разработана нейтронно-физическая модель активной зоны с высокой детализацией расчетной области (семь расчетных узлов в поперечном сечении кассеты). В то же время сохранена методика решения уравнения нейтронной кинетики с одним расчетным узлом на кассету.

Поля энерговыделения рассчитываются путем определения среднего числа делений в поперечном сечении TBC. Для расчета нейтронно-физических сечений производится интерполяция библиотеки нейтронно-физических сечений, полученной с помощью ПК САПФИР.

Программа нейтронно-физического расчета БАРС, объединенная с теплогидравлическим кодом RELAP, может проводить моделирование нестационарных аварийных процессов с потвэльной детализацией. Мелкосеточный (потвэльный) нейтронно-физический расчет проводится в стационарных состояниях и нестационарных процессах. Расчеты аварийных процессов занимают существенное время — несколько первых секунд моделирования потребуют суток и более расчетов. Значительное расчетное время затрудняет применение этого комплекса для массовых расчетов аварийных процессов в рамках ТОБ АЭС ВВЭР.

Структура и объем работы: диссертация состоит из введения, 4 глав и заключения.

В Главе 1 приводится описание методики восстановления потвэльного энерговыделения. Для этого дается краткое описание нодального расчета программы БИПР-8, на основе которого проводится восстановление

потвэльного энерговыделения. Дается описание восстановления асимптотической и переходной мод решения, из которых складывается гомогенное решение внутри расчетных нод (кассет) в реакторе. Приводится описание потвэльной библиотеки, подготавливаемой спектральной программой ТВС-М для расчетов восстановления потвэльного энерговыделения. Дано описание аппроксимации потвэльных констант. Приводится схема реализации модуля восстановления в коде программы БИПР-8 и схема считывания и аппроксимации потвэльных констант.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Гордиенко, Павел Владимирович, 2014 год

ЛИТЕРАТУРА

1) Gordienko P., Kotsarev A., Lizorkin M. The new calculation of the 2-th dynamic AER Benchmark - the ejection of a peripheral control rod in a VVER-440 core. AER Working Group D, 12-13 april, Stockholm, Sweden, 2011.

2) Lizorkin M., Nikonov S., Langenbuch S., Velkov K. Development and Application of the Coupled Thermal-Hydraulics and Neutron-Kinetics Code ATHLET/BIPR-VVER for Safety Analysis, EUROSAVE-2006, Paris, November 13-14, 2006.

3) Лизоркин М.П. Расчетное моделирование нейтронно-физических и сопряженных физико-теплогидравлических процессов в реакторах ВВЭР. Рукопись докторской диссертации. РНЦ Курчатовский Институт, Москва 2007 г.

4) Lerchl G., Austregesilo Н. ATHLET Mod 1.1 Cycle С. User's Manual, GRS-P-l/Vol. 1. 1995.

5) G. Lerchl, H. Austregesilo, ATHLET Mod2 Cycle A, User's Manual, GRS 2003.

6) Лизоркин М.П., Крюков C.A., Лунин Г.Л., Болнов В.А., Будников А.В., Демуров В.Г., Печенкин В.И., Самойлов О.Б. Программный комплекс «ТИГР-1». Тр. междунар. конф. «Теплофизика-2000», Обнинск, 1999.

7) Алехин Г.В., Курбаев С.А., Быков М.А., Зайцев С.И., Беляев Ю.В. Кросс-верификация расчетных комплексов ТРАП-КС, ДКМ и КОРСАР/ГП по результатам динамических испытаний на действующих энергоблоках с ВВЭР-1000, 5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 2007.

8) Программа NOSTRA (версия 5.0). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер ПС в ЦОЭП №478 от 25.07.2000. Регистрационный номер паспорта аттестации ПС № 167 от 23.12.2003. Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности, Москва, 2003 г

9) 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.

10) Awakumow A., Malofeew V. Validation of an Advanced Heterogeneous Model for LWR Detailed Pin-by-Pin Calculations. International conference on the physics of nuclear science and technology. 1998.

11) Awakumow A., Malofeev V., Sidorov V., Analysis of Pin-by-Pin effects for LWR rod ejection accident. Published by U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2000.

12) Лизоркин М.П., Киреева И.Л., Сапрыкин В.В. Программа ПЕРМАК. Описание алгоритма и инструкция по пользованию. Отчет библиотеки программ ВМК, НРБ, София, 1985.

13) Gomin Е.А., Maiorov L.V.: The MCU Monte Carlo Code for 3D Depletion Calculation. Proc. of Intern. Conf. on Math. And Сотр. Reac. Phys. and Envir. Anal, in Nucl. Appl., M&C99 - Madrid. 1999.

14) Гордиенко П.В., Коцарев A.B., Лизоркин М.П., Методика восстановления потвэльных полей энерговыделения в активной зоне реактора типа ВВЭР для программы БИПР-8. Вопросы атомной науки и техники. Выпуск 4, с 26, 2012 г.

15) Gordienko P., Kotsarev A., Lizorkin М. The recovery procedure of pin-by-pin fields of power distribution in the core of VVER type of reactors for the program BIPR-8. AER Working Group D, 06-12 may, Karlsruhe, Germany, 2012

16) TVS-M Code (TVS-M Version 1.4). Software registration № 611 of 31.07.2006. Software qualification certificate № 239 of 23.09.2008.

17) Sidorenko V.D.; et al.: Spectral Code TVS-M for Calculation of Characteristics of Cell, Supercells and Fuel Assemblies of WER-Type Reactors, 5th Symposium of the AER, Dobogoko, 1995.

18) Коцарев A.B. Разработка методик и программного модуля для проведения анализа безопасности проектных аварий с использованием 1

вероятностной модели выбора начальных и граничных условий. Отчет. НИЦ Курчатовский Институт, Москва, 2012г.

19) P.A. Bolobov, А.Р. Lazarenko, M.Ju. Tomilov «Development of the code package KASKAD for calculations of WERs». 19th SYMPOSIUM of AER, 2009

20) Новиков A.H. Двухгрупповые редкосеточные задачи с учетом гетерогенности ячеек. Материал совещания ТГ-2-4 ВМК, ГДР, Берлин, 1983.

21) Lizorkin М., Pshenin V., Novikov A., Lazarenko A. Nodal Methods for VVER Core Analysis, IAEA Meeting on Advanced Calculational Methods, Cadarache, France, 1990.

22) Lizorkin M.P., Semenov V.N., Ionov V.S., Lebedev V.I. "Time Dependent Spatial Neutron Kinetic Algorithm for BIPR8 and its Verification", in Proc Second Symposium of AER, KFKI Atomic Energy Research Institute, Budapest (1992), p. 389.

23) Grundman U., Rohde U. DYN3D/M2 - a Code for Calculation of Reactivity Transients in Core with Hexagonal Geometry. Report-ZfK-690, Rossendorf, 1989.

24) Kereszturi A., "KIK03D-a Three-Dimensional Kinetics Code for VVER-440", Trans. Am. Nucl., 71, 461, 1994.

25) Kyrki-Rajamaki R. HEXTRAN: WER Reactor Dynamics Code for Three-Dimensional Transients. Proc. first Symposium of AER, p. 474, Rez, 1991.

26) Fomitchenko P., Lizorkin M., Gilvanov L. et al. Coupling of the thermal-hydraulic system code ATHLET and the 3D-neutronics model BIPR8, RRC KI Moscow, GRS Garching (Germany), Interim report, 1993

27) Grundmann U. and Rohde U. "Definition of the Second Kinetic Benchmark of AER", in Proc. Third Symposium of AER, KFKI Atomic Energy Research Institute, Budapest (1993), p. 325

28) V. A. Tereshonok, V. S. Stepanov, V. V. Ivchenkov, V. A. Pitilimov (VNIIAES), S. P. Nikonov (RRC "Kurchatov Institute"), Description of a Transient Caused by the Switching-off of One of the Four Operating MCP at Nominal Reactor Power at NPP Kalinin Unit 3, NEA/OECD, July, 2008.

29) Gordienko P., Kotsarev A., Lizorkin M., Kozmenkov Ya., Kliem S. Comparison of HFP state results for Kalinin-3 Benchmark calculated with the codes BIPR8 and DYN3D. AER 1-5 october, Pruhonice, Czech Republic, 2012.

30) Danilin S., Nikonov S., Lizorkin M., Krukov S. (RRC KI, Russia), Comparative analysis of consistent coast-down of one of four and one of three working main circulation pumps with ATHLET/BIPR8KN and TIGER-1, OECD/DOE/CEA VVER-1000 Coolant Transient Benchmark, First Workshop (V1000-CT1), Saclay (Paris), France, 12-13 May, 2003.

31) Gordienko P., Kotsarev A., Lizorkin M. The recovery procedure of pin-by-pin fields of power distribution in the core of VVER type of reactor for the program BIPR-8. Verification calculations. AER 1-5 october, Pruhonice, Czech Republic, 2012.

32) Gordienko P., Kotsarev A., Lizorkin M. The results of the test problems for the recovery procedure of pin-by-pin fields for BIPR-8. AER 10-11 april, Paris, France, 2013.

33) Gordienko P., Kotsarev A., Lizorkin M. Results of test calculation reactivity accidents in VVER obtained using recovery module pin-by-pin fields of power, as part of a program complex ATHLET / BIPR-VVER. AER semptember 30 -October 4, Strebske pleso, Slovakia, 2013.