Введение к работе
Актуальность работы- Основное внимание конструкторов ЯЭУ в последние годы направлено на разработку проектов, отвечающих принципам "естественной безопасности и самозащищенности". Одним из перспективных направлений в этой работе являются проекты быстрых реакторов с тяжелым жидкометаллическим телоносителем. Надежный анализ проектируемых ЯР требует использования расчетных программных комплексов, верифицированных в широком диапазоне штатных и аварийных режимов работы реактора. Большой объем и сложность расчетов делает актуальной также задачу повышения расчетной эффективности реакторных программ. На практике- эти две задачи - верификация области применимости и повышение расчетной эффективности являются весьма взаимосвязанными, поэтому представляется естественным их решение в. рамках единого комплекса теоретических и расчетных исследований.
Постановка задачи. Диссертация посвящена методическому сопровождению разработанных программных средств для моделирования нейтронно-физических процессов в динамических режимах быстрых реакторов. Для обеспечения адекватности математической модели задачам проектного обоснования. безопасности рассматриваемого типа реакторов к ней были предъявлены следующие требования:
Модель должна описывать как медленные (с характерным временем 10 -100 с) так и быстрые, вплоть до разгона на. мгновенных нейтронах, переходные процессы.
Модель дожна обеспечивать расчет локальных возмущений в активной зоне (например, "самоходы" стержней СУЗ, закупорка течения телоносителя на входе отдельных ТВС и т. п.), а также описывать глобальные пространственнс-временные перераспределения полей энерговыделення, температур и плотностей в результате, например, прекращения принудительной циркуляции. Очевидно, что этому требованию могут удоволетворить только трехмерные полномасштабные модели нейтронно-физнческих и теплогидравлических процессов.
Теплопщравлический модуль комплексной модели должен корректно учитывать такую важную особенность конструкции реактора, как бесчехловые ТВС, которая порождает весьма сложный трехмерный характер поля скоростей теплоносителя, вплоть до опрокидывания потоков в отдельных областях реактора.
С точки зрения требуемых вычислительных ресурсов программный
комплекс должен быть ориентирован на доступную технику класса PC.
Цель работы. В соответствии с поставленной задачей в рамках диссертационной работы рассматривались и решались следующие проблемы:
изучение методов подготовки констант для малогрупповых нейтронно-физическнх расчетов реакторов в диффузионном приближении и разработка методик подготовки констант для расчета перспективных жидкометаллических реакторов;
исследование и развитие методов интегрирования по времени уравнений пространственной нейтронной кинетики и методов решения полученной системы линейных уравнений на временном шаге расчета;
разработка процедуры автоматического выбора шага интегрирования по времени;
разработка математической модели трехмерной нейтронной кинетики, применимой для анализа быстрых и медленных переходных процессов в реакторах различного типа;
реализация разработанной модели в компьютерной программе и расчетное обоснование предложенных методик;
оценка области применимости и точности проіраммьі по результатам решения трехмерных стационарных и нестационарных тестовых задач;
создание комплекса программ для анализа аварийных режимов работы проектируемых быстрых реакторов путем объединения и согласования нейтронно-физического блока с модулем теплопщродинамического расчета;
демонстрация работоспособности программного комплекса на ряде аварийных переходных процессов в быстром реакторе со свинцовым теплоносителем.
Научная новизна работы заключается в том, что
для решения системы уравнений пространственной нейтронной кинетики разработан и обоснован модифицированный метод итерации источника (ММИИ) в десятки раз повышающий скорость сходимости итерационного процесса в рамках неявных схем интегрирования;
предложена и исследована процедура автоматического выбора оптимального значения шага интегрирования по времени уравнений нейтронной кинетики для заданной точности рачета;
для решения одногрупповых уравнений пространственной нейтронной кинетики разработан балансный метод ускорения сходимости внутренних итераций;
разработана методика формирования граничных условий для
эффективного учета отражателя при расчете активной зоны ядерного
реактора.
Практическая ценность работы: .
создан комплекс программ SKETCH для анализа штатных и аварийных режимов работы перспективных быстрых реакторов;
результаты расчета по комплексу программ SKETCH аварийных ситуаций в реакторе РБ-ЕЦ2 использовались в ходе проектных исследований;
нейтронно-физический модуль программного комплекса SKETCH используется в составе программного обеспечения для расчетного сопровождения исследовательского реактора HOR (г. Дельфт, Нидерланды);
разработанные методики могут быть использованы при создании программ нейтронно-фнзических расчетов различных типов ядерных реакторов;
проведенные расчеты тестовых задач показали, что разработанные трехмерные стационарные и нестационарные программы могут быть успешно использованы для расчета реакторов различного типа.
Объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения,
списка литературы (61 наименование) и содержит 105 страниц, 47 рисунков,
22 таблицы.
Апробация работы и публикации.
Результаты, изложенные в диссертации неоднократно докладывались на
семинарах, конференциях, симпозиумах, среди которых:
Всесоюзные семинары по проблемам физики реакторов (Москва, МИФИ, б/о "Волга" 1991, 1993 и 1995).
Семинары "Алгоритмы и программы для нейтронно-физнческих расчетов ядерных реакторов", (Обнинск, ФЭИ, 1992 и 1993).
Международный симпозиум "Численные методы решения уравнения переноса", Москва, МГУ, 1992.
Конференции Американского ядерного общества "Успехи в физике реакторов" (Чарльстон 1992 и Ноксвилл 1994, США).
. Международная конференция по математическим методам и расчетам в
ядерных приложениях (Карлсруэ, Германия, 1993). . Конференции Японского ядерного общества (Токио и JAERI, Япония,
1995).. Основные научные положения диссертации опубликованы в 5 печатных работах [1-5] и в 3 научно-технических отчетах.
Автор выносит на зашиту:
модифицированный метод итерации источника (ММИИ) для решения системы уравнений пространственной нейтронной кинетики;
процедуру автоматического выбора оптимального значения шага интегрирования по времени уравнений нейтронной кинетики для заданной точности расчета;
. методику подготовки граничных условий для эффективного учета отражателя при расчете активной зоны реактора;
комплекс трехмерных программ SKETCH для анализа штатных и аварийных режимов работы проектируемых перспективных быстрых реакторов;
трехмерные программы стационарного и нестационарного нейтронно-физического расчета, применимые для реакторов различного типа.
