Введение к работе
Актуальность работы
Доля атомной энергетики в нашей стране составляет около 17 % от общей выработки электроэнергии, половина из которой вырабатывается на атомных электростанциях (АЭС) с ВВЭР. Кроме того считается, что эти реакторы будут составлять основу отечественной и мировой ядерной энергетики в среднесрочной перспективе [1]. Поэтому реакторам этого типа уделяется особое внимание. Для успешной эксплуатации АЭС с ВВЭР необходимо постоянно решать многочисленные вопросы, связанные с безопасностью АЭС и улучшением их экономических характеристик. Среди таких задач можно назвать выбор загрузки, обоснование безопасности, схемы управления реактором и переходных режимов, обеспечение удобного и безаварийного режима эксплуатации, увеличение времени работы между перегрузками, управление полем энерговыделения и т.п. Отдельной строкой стоит проблема обучения персонала на компьютерных симуляторах АЭС. При решения этих вопросов большую роль играют расчётные методы предсказания. Полный расчёт всего реактора состоит из взаимосвязанных нейтронно-физического, теплофизического и термомеханического расчётов. Первым и определяющим из них является расчёт нейтронно-физических характеристик (НФХ) при заданных теплофизических параметрах.
Развитие вычислительной техники за последние десятилетия привело к тому, что стало возможным за разумное время проводить полномасштабный нейтронно-физический расчёт реактора методом Монте Карло (ММК). Этот метод позволяет обходиться практически без приближений и считается эталонным, приближающимся по достоверности к эксперименту. Однако время расчёта реактора этим методом составляет десятки и сотни часов процессорного времени, тогда как для расчёта переходных режимов в реальном времени (например, в симуляторах АЭС) требуется рассчитывать реактор 10 раз в секунду. Таким образом, актуальность инженерных методов и программ, обеспечивающих малые времена счёта, сохранится ещё долгое время.
Расчёт всего реактора состоит из двух этапов. На первом этапе определяются характеристики отдельных ячеек – тепловыделяющих сборок (ТВС), имеющих близкие геометрическое строение и состав. Расчёт производится в многогрупповом приближении, в котором число энергетических групп составляет несколько десятков. При мультигрупповом расчёте число энергетических групп увеличивается до нескольких сотен, что существенно повышает точность программ. На втором этапе с использованием параметров, полученных из ячеечных расчетов, рассчитываются характеристики всего реактора. Такая организация вычислений значительно уменьшает затраты на расчёт всего реактора.
Из обзора литературы, приведенного во введении диссертации, видно, что одним из наиболее популярных методов расчёта (НФХ) ячеек ядерных реакторов служит метод вероятностей первых столкновений (ВПС). Описанные в обзоре программы были не в полной мере доступны на момент начала работы, а накопленный опыт работы в МИФИ позволял написать ячеечную программу, необходимую для исследовательских и практических целей. В результате усилий нескольких сотрудников кафедры, среди которых был и диссертант, в начале 90-х годов создана программа GETERA, описанию которой и посвящена данная работа. Представлены реализованные методики и применение программы для подготовки библиотек сечений.
Цель работы
Развитие методик и алгоритмов, использующих метод ВПС, для нейтронно-физического расчёта и подготовки библиотек макроскопических сечений (далее библиотек констант) при математическом моделировании реакторов типа ВВЭР.
Создание программы для нейтронно-физического расчёта ячеек реакторов методом ВПС.
Применение разработанной программы для математического моделирования реакторов типа ВВЭР в полномасштабных тренажерах АЭС.
Научная новизна результатов работы состоит в следующем:
– написаны оригинальные алгоритмы метода интерфейсных токов, используемого для моделирования двумерных и кластерных систем на основе простых одномерных ячеек;
– разработана мультигрупповая программа GETERA93 подготовки констант ячеек ядерных реакторов;
– впервые получены соотношения, созданы алгоритмы и написаны программы для расчёта НФХ методом ВПС в представлении потока как линейной функции высоты зоны;
– созданы алгоритмы и написаны программные блоки для расчёта НФХ обобщённым методом ВПС в Рn приближении до пятого порядка, в том числе впервые для Рn приближения выведены формулы и написаны алгоритмы учёта симметрии системы и расчёта систем с «белыми» граничными условиями.
Обоснованность результатов и выводов уравнений, формул, алгоритмов и комплекса программ основывается на результатах расчётов международных математических тестов, критических и реакторных экспериментов. Пятнадцатилетний опыт применения созданных библиотек констант в симуляторах АЭС с ВВЭР позволяет говорить о надёжности и хорошем качестве констант, подготавливаемых программой.
Практическая ценность полученных результатов определяется:
– использованием программы GETERA для полномасштабных расчётов реакторов типа ВВЭР в РНЦ "КИ" и «ЭНИКО МИФИ», а также при обосновании безопасности ИРТ МИФИ;
– созданием библиотек констант нейтронно-физического расчёта для восьми полномасштабных и аналитических тренажеров АЭС с реакторами ВВЭР, разработанных во ВНИИАЭС и установленных на отечественных, зарубежных атомных станциях и Госатомнадзоре (ГАН);
– использованием программы в качестве исследовательского инструмента и обучающего средства в НИЯУ "МИФИ";
– повышением точности расчётов и расширением области применимости эксплуатационной программы ТВС-М (РНЦ "КИ"), в которую внедрены методики и программы обобщённого метода ВПС в универсальной геометрии.
Апробация работы
Результаты работы докладывались на
– конференции PHYSOR (Charleston, USA. 1992),
– IX и XV школах-семинарах по проблемам физики реакторов ("ВОЛГА-95", "ВОЛГА-2008"),
–14 и 18 семинарах по нейтронно-физическим проблемам атомной энергетики ("Нейтроника 2003", "Нейтроника 2007").
Публикации
По результатам исследований опубликовано 7 печатных работ, в том числе 3 в рецензируемых научных изданиях.
Личный вклад
Автор создал мультигрупповую версию программы GETERA93,
– внедрил и обосновал подробные цепочки взаимопревращений элементов, используемые при расчёте выгорания топлива ВВЭР;
– реализовал методику расчёта кластерных систем;
– подготовил библиотеки констант для восьми полномасштабных тренажёров АЭС с ВВЭР;
– верифицировал программу на математических тестах и экспериментах;
– создал новую версию программы GETERA10, применяющую универсальный геометрический блок и обобщённый метод ВПС.
На защиту выносятся:
– методика интерфейсных токов, используемая для расчёта двумерных и кластерных систем и топлива с микрогранулами.
– программа подготовки малогрупповых нейтронно-физических констант для полномасштабного расчёта.
– алгоритмы и программы учёта анизотропии рассеяния в гетерогенных системах в Р1Р5 приближениях обобщённым методом ВПС.
– соотношения, методики и алгоритмы обобщенного метода ВПС, применяющего представление потока как линейной функции высоты зоны.
Структура и объем диссертации
