Введение к работе
Актуальность темы. На всех стадиях - проектирования и эксплуатации ядерных реакторов, при планировании и проведении реакторных экспериментов возникают задачи, требующие анализа нейтронной кинетики и ее параметров: обеспечение ядерной безопасности, автоматизация реакторного эксперимента, применение для определения реактивности импульсного метода й f.n.
Расчет параметров кинетики для малогабаритных реакторов с сильно гетерогенной композицией повышает требования К полноте учета взаимного расположения-топлива й органов регулирования, пространственного и энергетического распределения нейтронов, всего многообразия взаимодействия нейтронов с веществом. Метод МоНте-Карло предоставляет длгі этого наилучшие возможности.
Целями диссертация являлись создание Методик И Программная реализация расчета Методом Монте-Карло следующих величин:
изменений реактивности р При возмущений параметров среды в некоторой области реактора;
эффективной доли.запаздывающих нейтронов р ;|
среднего времени жизни мгновенных нейтронов L
асимптотического декремента потока мгновенных нейтронов о0.
Научная новизна работы определяется следующими моментами:
выведена формула, обобщающая оценку по пробегу линейного функционала в весовом блужданий на случай веса, изменяющегося на пробеге; Доказана ее несмещенность;
выведены формулы для оценок Методом Монте-Карло /з . на парах последовательных траекторий, времени жизни мгновенных нейтронов, интегрированного с: квазистацйойарныМ' потоком,"" а также с квазистационарной ценностью, оценка По Пробегу возмущения линейного функционала; доказана несмещенность оценок;
разработаны алгоритмы расчета методом Монте-Карло 0„ф, времени жизни- как функционала квазистационарного потока нейтронов, распределения асимптотической Ценности Нейтронов в реакторе и ее линейных функционалов в сопряженном блуждании;
проведены методические исследования зависимости параметров нейтронной кинетики от замены квазистационарного потока на условно-критический при разных подкритичностях, от версий констант, от моделей.взаимодействия, нейтронов с веществом и других факторов, определяющих погрешность расчетной модели.
_ 4-
Практическая значимость работы заключается в следующей:
- созданы математически обоснованные алгоритме fihk оценки
эффективных параметров йейтройной кийетйкй методом ііоНте-карло:
разработаны Программы расчета йозмушёний рёактйййостй * В ток! числе локальных, 0* it Вреїіенй жйзнй мгновений* Нейтронов, а также распределений ЦеййостЙ с учетом1 сЛоіной геометрий й недиффузйоиности реакторов мнлогабаритйых $ЙУ;
на основании методических исследований, проведеНнЫх с Помощью разработанных программ, дамы рекомендаций Но использований) констант и программных Модулей, оптимальних Но отношению К точности получаемой модели кинетики; устранены Наблюдавшиеся ранее систематические' расхождений расчетных значений времени жизни нейтронов с экспериментальными;
разработанные программы являютсй высокоточным' инженерным расчетным инструментом дли йроектйрованйя Перспективных реакторов и обоснования их ядерной безопасности'.
На защиту выносятся:
формулы несмещенных оценок* ho пробегу с ВёсоМ, изменяющимся на пробеге;
формула оценки и алгоритм расчета в* Методом Монте-Карло;
программа iCDEN, Позволяющая' рассчитывать рл* в многогрупповом приближении в реальных Геометриях . без существенных дополнительных затрат времени По сравнению с расчетом Ksii
формулы несмещенных оценок ДЛЯ различных определений времени жизни нейтронов в реакторе;
программа MCDENSP для расчета времени «изни нейтронов как функционала квазистационарного потока нейтронов в некритическом реакторе;
программы для расчета обширных и локальных возмущений реактивности реактора: PER1-1 и JiABP-I для расчета методом корреляционных весов, PERL-2 и ЛАВР-2 для расчета методом коррелирования траекторий по случайным числам;
программа СМК-20 для расчета ценности нейтронов методом сопряженного блуждания;
результаты расчетных исследований.
Апробация работы. В диссертации представлены материалы исследований проводимых автором с 1979 года. Основные результаты" опубликованы в виде работ [I-I93 и представлялись на IV и IV Всесоюзных семинарах по проблемам" физики реакторов (Мэсква, 1984 г. и 1989 г.), на VII и VIII Всесоюзных совещаниях "Методы Монте-Карло в вычислительной математике и.математической физике" (Новосибирск, I9S5 г. и 1991 г.), на международных конференциях' "International Conference on Monte Carlo Methods for Neutron and Photon Transport Calculations" (Budapest, 1990), "Ядерная энергетика в космосе" (Обнинск, 1990). .,...."..
Объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех* глав и заключения. Материал изложен на 150 страницах, включающих 12 иллюстрации, 7 таблиц и список литературы из 112 наименований.
