Расчетное моделирование нейтронно-физических и сопряженных физико-теплогидравлических процессов в реакторах ВВЭР - Автореферат

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Расчетное моделирование нейтронно-физических и сопряженных физико-теплогидравлических процессов в реакторах ВВЭР Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Работа выполнена в Российском научном центре «Курчатовский институт»В данной работе обсуждаются развитые соискателем инженерные методы нейтронно-физического и физико-теплогидравлического расчета реакторов ВВЭР, их практическая реализация и верификация. Поэтому исходная постановка задачи состояла в построении такой системы уравнений для описания нейтронно-физических процессов в реакторе, которая: - учитывая физику конкретного типа реактора, акцентировала бы внимание на процессах, дающих наиболее существенный вклад в баланс нейтронов; Целью этой работы явилось обеспечение возможности полномасштабного моделирования аварийных и переходных процессов в реакторах ВВЭР с учетом трехмерных эффектов перераспределения поля энерговыделений в активной зоне. Это понятие означает условное приведение реактора в критическое состояние путем коррекции интенсивности генерации нейтронов деления и позволяет записать уравнение переноса нейтронов в виде: Такой прием позволяет перевести задачу переноса нейтронов из класса интегродифференциальных уравнений по пространству, энергии и времени в класс интегродифференциальных уравнений только по пространству и энергии, значительно упростив возможные пути поиска решения. В малогрупповом диффузионном приближении в области решения с заданными граничными условиями распределение потока нейтронов в каждой энергетической группе и в каждой гомогенизированной ячейке описывается уравнением: Здесь k - индекс номера группы, S - источник нейтронов для энергетической группы k (N - число энергетических групп): Тогда уравнение баланса нейтронов (с учетом условий сшивки потоков и токов на границах ячеек) сводится к системе алгебраических уравнений вида: Это уравнение легло в основу большинства диффузионных программ, в частности, программ БИПР-5 и ПЕРМАК.Основными результатами диссертационной работы, включающей проведение теоретических исследований, разработку новых методов нейтронно-физического расчета ВВЭР, их верификацию и программную реализацию, является следующее: · Реализован и усовершенствован нодальный метод нейтронно-физического расчета реакторов ВВЭР. В развитие идеи использования суперпозиции аналитических решений в виде пробных функций для описания структуры потока нейтронов внутри расчетных нодов разработана модель с увеличенным числом пробных функций, что позволило примерно на порядок уменьшить погрешность расчетов. Эта модель была реализована в программе БИПР8. Погрешность в решении численных задач с гексагональной геометрией кассет по программе БИПР8 составила 0.1-0.2% в распределении поля энерговыделений по кассетам и 0.0001 в значении эффективного коэффициента размножения реактора.