Задачи интерпретации измерений динамических характеристик с позиций математической теории реакторов

Вид материала

Содержание

Подобный материал:

1 2 3 4

О феноменологии аварий с плавлением материалов активной зоны реактора БН

В анализе безопасности РБН принято деление запроектной аварии на четыре стадии: начальную, переходную, послеаварийного перемещения материалов и послеаварийного отвода тепла. Образующиеся на переходной стадии в результате перемещения и затвердевания расплава оболочек твэлов стальные блокировки каналов препятствуют течению жидкого топлива вниз и образуют твердое основание для бассейна. Для перемещения топлива в каналах требуется расплавить блокировки. После остановки реактора это возможно в случае недостаточного теплоотвода к окружающим ТВС. При проплавлении блокировки расплав будет затекать в каналы между еще твердыми частями твэлов на некоторую длину, затвердевая там и снова образуя слой блокировок. В результате, процесс продвижения тепловыделяющей массы будет иметь не плавный, а прерывистый характер и будет состоять из повторяющихся этапов: проплавление слоя блокировки, затекание расплава на некоторую длину и затвердевание, плавление следующего слоя и т.д.

К.А. БОБРОВА

ФГУП «СКЦ Росатома», Москва

ВОЗМОЖНЫЙ ПОДХОД К СОВЕРШЕНСТВОВАНИЮ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ И УПРАВЛЕНИЯ ЯМ

Дано общее описание одного их подходов к повышению эффективности существующих СУиК с использованием технических средств для решения задач мониторинга операций в СУиК ЯМ, получившего название система МОМ. Проанализированы источники информации, необходимые для контроля операций с ЯМ на ЯРОО. Описаны задачи и функции подобной системы. Разработана Концепция применения системы МОМ, включающая в себя модели внутренних нарушителей и определения последствий преднамеренных действий внутренних нарушителей на объекте.

H.Л. ЧИЧУЛИН, А.С. КУЛАКОВ

Российский научный центр «Курчатовский институт», Москва

РЕАЛИЗАЦИЯ МЕТОДА РЕЙХА–МУРА В КОДЕ MCU
С ПОМОЩЬЮ ПРОГРАММЫ TREND

Разработана программа TREND, предназначенная для восстановления нейтронных сечений изотопов в области разрешённых резонансов по данным международных библиотек оцененных ядерных данных ENDF/B, JEFF, JENDL, BROND с использованием формализма Рейха-Мура и расчёта доплеровского уширения полученных сечений в классическом приближении. Программа TREND интегрирована в комплексный код MCU реакторного расчёта по методу Монте-Карло. С совместным использованием программ TREND и MCU проведена оценка данных банка РОСФОНД по изотопам урана и плутония в сравнении с данными Международного банка ICSBEP.

Ю.С. СОРОКИН, С.Л. БОРИСОВ, А.К. ПОДШИБЯКИН,

С.И. ПАНТЮШИН

ОАО Опытное конструкторское бюро «Гидропресс»

ОПЫТ ВЫПОЛНЕНИЯ АНАЛИЗОВ БЕЗОПАСНОСТИ РУ ВВЭР
С УЧЕТОМ РАБОТЫ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ

В результате выполнения анализов безопасности обосновываются параметры и характеристики систем, удовлетворяющих критериям безопасности в определяющих проектную основу систем проектных (ПА) и запроектных (ЗПА) авариях. При этом существенным является подход к учету единичного отказа и учета работы всей совокупности систем при ПА и ЗПА, соответственно. Так в базовом проекте РУ В-392 параметры и характеристики ГЕ-1 выбраны с учетом единичного отказа и без учета работы ГЕ-2 и СПОТ. Такой подход применяется при обосновании проекта серийной реакторной установки В-320, в которой отсутствуют ГЕ-2 и СПОТ, а также проектов В-412 и В-448, в которых эти системы предусмотрены. При обосновании проектов РУ В-392М для АЭС-2006 и В-466Б учитывалась работа всей совокупности систем, как при анализах ПА, так и при анализах ЗПА.

С.Н. Филимонов^1,2, В.В. Артисюк²

¹Обнинский государственный технический университет атомной энергетики

²НОУ «Центральный институт повышения квалификации», Обнинск

Верификация программного комплекса SCALE 5
на внутритвэльных эффектах выгорания

Неравномерность изменения изотопного состава по радиусу топливной таблетки легководяных реакторов c UOX и MOX топливом, в частности накопление и трансмутация плутония приводит к образованию так называемого «rim»-эффекта, который является лимитирующим фактором достижимой глубины выгорания.

В данной работе проводилась верификация программного комплекса SCALE на известных экспериментах по микроанализу топливных композиций ядерных энергетических реакторов. А также дается расчетное обоснование топливных композиций ориентированных на глубокое выгорание со снижением внутритвэльных неоднородностей по изотопному составу и тепловыделению.

И.С. ЛИСИЦЫН, А.И. ФЕДОСЕЕВ, Н.Л. ЧИЧУЛИН

ФГУ РНЦ «Курчатовский институт», Москва

МОДУЛЬ ВИЗУАЛИЗАЦИИ ДЛЯ ДИНАМИЧЕСКОГО

НЕЙТРОННО-ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА SERB

На основе теплогидравлического кода SERPENT и нейтронно-физического BARS создан программный комплекс для проведения связанных нейтронно-физических и теплогидравлических расчётов динамики ядерных энергетических установок. Усложнение и детализация расчётных моделей требует разработки программных средств визуализации расчётных схем и пространственного распределения нейтронно-физических и теплогидравлических параметров рассчитываемого объекта. Приводятся результаты расчёта переходных и динамических процессов ЯЭУ для плавучего энергоблока.

А.Л. ЧЕРЕЗОВ, Н.В. ЩУКИН

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДА СПЕКТРАЛЬНОГО ПРОЕКТИРОВАНИЯ ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕКТОВ РЕАКТИВНОСТИ
ПО ПОКАЗАНИЯМ ДАТЧИКОВ ВРК

Предлагаются простые аналитические и численные модели, описывающие нестационарные пространственно-распределённые нейтронно-физические процессы и их регистрацию с помощью дискретных датчиков. Исследуется метод, основанный на процедуре спектральной проекции восстановленного по датчикам нейтронного поля. Приведено его теоретическое обоснование. Представлены результаты сравнения этого метода с другими на примерах задач об определении веса поглощающего стержня и измерениях глубин подкритичности реактора (одномерное, односкоростное диффузионное приближение). Варьировался состав среды реактора.

А.Л. ЧЕРЕЗОВ, Н.В. ЩУКИН

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

НОВОЕ ПРОГРАММНОЕ СРЕДСТВО ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ КИНЕТИКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ NEUTRON3D

Разработано программное средство численного решения нестационарного уравнения переноса нейтронов в диффузионном многогрупповом приближении на трехмерной прямоугольной расчетной сетке. За основу взяты вычислительные алгоритмы, использованные в программном комплексе РОСА (конечно-разностная аппроксимация, метод Эйлера). Программа Neutron3D предназначена для выполнения приближенных расчетов нейтронных полей в размножающих системах. Реализована возможность вычисления основных функционалов нейтронного поля (К_эфф, мощность, коэффициенты неравномерности, время жизни мгновенных нейтронов). Главной особенностью Neutron3D является пользовательский интерфейс, развиваемый как интуитивно-понятное для человека средство взаимодействия с программой. Это делает предложенное средство простым в освоении и удобным в использовании при концептуальном проектировании ядерных реакторов.

АУНГ БО ХЕЙН, МИН МИН СО,

научный руководитель В.И. НАУМОВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

АНАЛИЗ КОМБИНИРОВАННЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ
НА ОСНОВЕ СЛАБО ОБОГАЩЁННОГО УРАНА И ТОРИЯ
В РЕАКТОРАХ ТИПА CANDU

В докладе приведены результаты анализа ряда вариантов комбинированных топливных циклов, основанных на частичной загрузке реактора типа CANDU ториевыми ТВС и использовании слабо обогащённого уранового топлива. Проведен сравнительный анализ открытого топливного цикла по урану и торию и вариант закрытого цикла только по торию. Анализируется гипотетическая возможность реализации замкнутого топливного цикла по торию без выделения урана-233. В качестве критериев для сравнения различных вариантов использованы расходы природных ресурсов урана и тория, расход ядерного топлива в виде ТВС, объём разделительной работы для производства обогащённого урана. Показана возможность существенного сокращения потребления природного урана.

С.В. Мастеров, В.Б. Глебов

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

КОЛИЧЕСТВЕННАЯ ОЦЕНКА ЗАЩИЩЕННОСТИ

ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ В ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ

ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Предложены теоретические основы для анализа внутренней защищенности урансодержащих материалов. Описаны принципы построения критерия защищенности на основе критерия Марка-Хиппеля-Лимана, дающего оценку относительного энерговыхода цепной реакции деления в надкритической системе. В качестве репера принимается 20%-уран, рассматриваемый в настоящее время как безопасный в классе высокообогащенных урановых материалов. Оценка делается в рамках простейшей модели сбора надкритической массы с учетом ограничений по количеству материала. Проведены оценки свойства самозащищенности металлического урана различного обогащения. На основе данного метода, предложен алгоритм оценки степени денатурации высокообогащенного урана, посредством повышения его нейтронного фона.

Д.В. ЯНЧЕНКО, Н.В. ЛИПИН,
научный руководитель М.Ю. ТЕРНОВЫХ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

РЕАЛИЗАЦИЯ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ПРОГРАММЫ SCALE-5

ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ ВЫГОРАНИЯ ТВС ВВЭР

Модуль TRITON программы SCALE-5 предназначен для моделирования многозонного выгорания в прямоугольной двумерной геометрии. Рассмотрены возможности моделирования выгорания ТВС реакторов типа ВВЭР с треугольной решеткой твэлов. Оценено влияние моделей на изотопный состав облученного топлива. Получены результаты для анализа rim-эффекта в твэлах и влияния неоднородностей в решетке твэлов на характеристики облученного топлива.

П.В. ГОРДИЕНКО,
научный руководитель В.А. АПСЭ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

ЗАЩИТА РЕАКТОРНОГО ПЛУТОНИЯ ОТ РАСПРОСТРАНЕНИЯ МЕТОДОМ ИЗОТОПНОЙ ДЕНАТУРАЦИИ

В докладе описана методика расчета временного поведения температурного поля в многослойной сферической системе путем решения нестационарного уравнения теплопроводности для одномерной сферической геометрии. Параметрами этого уравнения являются удельная теплоемкость и теплопроводность используемых материалов, которые в свою очередь зависят от температуры. Таким образом, решаемая задача является существенно нелинейной. Предложен способ учета температурной зависимости теплоемкости и теплопроводности материалов ядерного взрывного устройства при решении уравнения переноса тепла. Определены уровни содержания 238Pu в реакторном плутонии, которые делают его абсолютно непривлекательным для ядерных террористов из-за невозможности использования в ядерных взрывных устройствах.

П.Е. ХАРИТОНОВ,
научный руководитель Г.В. ТИХОМИРОВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

МОДЕЛИРОВАНИЕ ВЫГОРАНИЯ ДИСПЕРСИОННОГО
ТОПЛИВА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРАХ

В целях обоснования возможности использования упрощенных геометрических моделей ТВС исследовательских реакторов при переходе на топливо с пониженным обогащением разработаны различные модели ТВС реактора ИРТ для программы MCNP.

Проведена верификация моделей на основе расчетов коэффициентов размножения и коэффициентов чувствительности. Проведены оценки эффектов гомогенизации микротвэлов в дисперсионном топливе. Подготовлены исходные данные для моделирования выгорания ядерного топлива ИРТ с помощью программного комплекса Multiburns. Представлены результаты расчетов изменения изотопного состава отработавшего ядерного топлива реактора ИРТ с различным обогащением для различных геометрических моделей.

Д.Н. СКОРОХОДОВ,
научный руководитель Г.В. ТИХОМИРОВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

Особенности использования программ на основе метода Монте-Карло для расчетов энерговыделения в активных зонах ядерных реакторов

Разработана двумерная модель активной зоны реактора ВВЭР-1000 с учетом гетерогенной структуры каждой ТВС для программы MCNP. Проведены расчеты потвэльного энерговыделения. Продемонстрировано наличие систематической погрешности расчета, превышающей величину статистической оценки ошибки.

Выдвинута гипотеза о природе обнаруженной погрешности. Для проверки выдвинутой гипотезы построена простая геометрическая модель, в которой легко моделировать «малые» и «большие» системы с точки зрения пробега нейтронов. На основе анализа результатов модельных расчетов предложен алгоритм учёта систематической погрешности для расчётов активных зон реакторов с помощью программ, основанных на методе Монте-Карло.

А.В. ЕГОРОВ, В.В. АРТИСЮК¹

Обнинский государственный технический университет атомной энергетики

¹НОУ «Центральный институт повышения квалификации», Обнинск

НЕЙТРОНО-ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ПРИМЕНЕНИЯ
УРАН-БЕРИЛЛИЕВОГО ТОПЛИВА

В настоящее время одним из перспективных видов топлива позволяющим добиться высокого выгорания рассматривается уран-бериллиевое топливо. У уран-бериллиевого топлива по сравнению с обычным топливом для легководного реактора существенно больше (порядка 50%) теплопроводность, это позволяет уменьшить градиент температур вокруг топливной таблетки, уменьшить термическую напряженность топлива и продлить его работу в реакторе. Но при использовании стандартной ячейки легководного реактора некоторые коэффициенты реактивности в конце работы топлива принимают положительное значение. Данная проблема решается подбором отношения шага решетки к диаметру топливной таблетки. Расчеты проводились с помощью программного комплекса SCALE 5.

А.Е.КОНДРУШИН

Обнинский государственный технический университет атомной энергетики.

АНАЛИЗ НАДЕЖНОСТИ ПЕРСОНАЛА ПО СТАТИСТИКЕ
ИНЦИДЕНТОВ НА АЭС РФ

Проведен анализ надежности персонала по статистики инцидентов на АЭС РФ. Получено, что время между инцидентами подчиняется распределению Вейбулла. Предложена математическая модель обосновывающая возникновение данного распределения. Предлагается рассматривать плотность распределения Вейбулла как плотность распределения расстояния от произвольной точки до ближайшей к ней в пуассоновских ансамблей в n-мерном фазовом пространстве. Проведена оценка интенсивности отказов при последующей эксплуатации АЭС.

И.В. ШАМАНИН, А.В. ГОДОВЫХ, П.А. СЕЛЕЗНЕВ

Томский политехнический университет

РЕЗОНАНСНОЕ ПОГЛОЩЕНИЕ НЕЙТРОНОВ В ТОРИЙ-СОДЕРЖАЩИХ МНОГОСЛОЙНЫХ РАЗМНОЖАЮЩИХ СИСТЕМАХ

Приведены результаты численных экспериментов, определяющие границы области значений отношения Vзам/Vтоп (объем замедлителя/объем топлива), в которой наблюдается аномалия в ходе зависимости резонансного поглощения. Ее существование доказывает физические преимущества Th232 по сравнению с U238 при использовании в качестве воспроизводящего материала в составе ядерного топлива. Доказано существование ранее теоретически обнаруженной аномалии в зависимости резонансного поглощения в размножающей среде от отношения “объем замедлителя/объем топлива”, вызванной заменой сырьевого нуклида U238 на сырьевой нуклид Th232 . Приведены результаты, позволяющие определить материальные и геометрические параметры структуры размножающей среды, сочетание которых обеспечивает возможность создания тепловыделяющих элементов ядерных реакторов повышенной безопасности.

О.В. МИТРОФАНОВА

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

УСЛОВИЯ ВОЗНИКНОВЕНИЯ КРИЗИСА ТЕРМОДИНАМИЧЕСКОЙ УСТОЙЧИВОСТИ ВИХРЕВОГО ДВИЖЕНИЯ

Выявлены общие закономерности кризисной перестройки вихревой структуры движущейся среды для различных кризисных явлений, обусловленные минимизацией диссипативных потерь в гидродинамических системах.

Показано, что перестройку внутренней структуры потока можно связать с возникновением «кризиса» устойчивости реальной термодинамической системы.

Рассмотрены условия критического перехода к винтовому характеру течения закрученного потока и кризисной перестройки полей давления и скорости в вязких и невязких течениях.

Получены уравнения для скорости изменения спиральности в динамической жидкостной системе. Для удобства проведения инженерных расчетов уравнения представлены в размерном, безразмерном и критериальном виде.

А.Б. КРУГЛОВ, В.Б. КРУГЛОВ, О.В. МИТРОФАНОВА,
Л.С. КОКОРЕВ, П.П. ЕГОРЦОВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

РАЗРАБОТКА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО СТЕНДА
ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ МЕХАНИЗМОВ ГЕНЕРАЦИИ
КРУПНОМАСШТАБНЫХ ВИХРЕВЫХ СТРУКТУР

В ПОТОКАХ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕЙ

Целью предпринимаемых исследований является решение проблемы повышения безопасности работы ЯЭУ с реакторными установками корпусного типа. Разрабатываемый экспериментальный стенд в сочетании с использованием акустических и оптических методов измерений предназначен для исследования механизмов генерации крупномасштабных вихрей в каналах сложной геометрии и вихревого эффекта. Стенд обеспечивает максимальный расход воды 12 м³/час и давление до 0,6 МПа, оснащен ультразвуковым расходомером, а также приборами измерения давления и температуры. Рабочий участок для визуализации вихревых структур выполнен из прозрачного материала, что позволяет проводить фотографирование и вести скоростную видеосъёмку.

О.В. МИТРОФАНОВА, П.П. ЕГОРЦОВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

ИССЛЕДОВАНИЕ АКУСТИЧЕСКОГО ТЕЧЕНИЯ НА ПРИМЕРЕ ИМПАКТНОЙ ЗАКРУЧЕННОЙ СТРУИ

Для определения условий возникновения критического режима истечения при натекании закрученного потока на преграду, сопровождающегося возникновением акустических колебаний и генерацией стоячего звукового поля, создана экспериментальная установка и разработан специальный метод измерений акустических параметров течения в сочетании с использованием способов визуализации вихревой структуры потока.

Проведение экспериментальных исследований предпринято с целью создания адекватной физико-математической модели для описания процессов движения и тепломассообмена в импактных закрученных течениях, имеющих место в различных технических устройствах (камерах сгорания, коллекторных системах ядерных реакторов, газотурбинных двигателях, вихревых аппаратах различного назначения, циклонных камерах и т.д.), а также для предотвращения опасных эксплуатационных режимов, обусловленных возникновением резонансных эффектов.

И.И. НОВИКОВ¹, Л.С. КОКОРЕВ², О.В. МИТРОФАНОВА²

¹Институт металлургии и материаловедения им. Байкова (РАН)

²Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

СТРУКТУРНЫЕ ФАЗОВЫЕ ПЕРЕХОДЫ ВТОРОГО РОДА

Фазовый переход в молекулярном водороде из пара в ортофазу, связанный с переориентацией магнитных моментов ядер, обусловлен реальным существованием скрытых («молекулярных») магнитных полей, предсказанных П. Вейссом (1907) и Б.Л. Розингом (1892). Эти поля проистекают из существования кванта магнитного поля, предсказанного Ф. Лондоном (1950) и эквивалентного ему монополя П. Дирака (1931).

Существование ортофазы Н₂ имеет свойство ядерно-магнитного резонанса с тепловым возбуждением на скрытом магнитном поле – ЯМТР. Скрытость «молекулярного» магнитного поля обусловлена принципом Паули для термодинамически равновесных систем и раскрывается в магнитомеханических явлениях, вихревых течениях, процессах текучести, например, направленной термомеханической обработки тугоплавких металлов с электрическим нагревом (И.И. Новиков. Пути электротехнологии. Журнал «Знание-Сила», ноябрь 1986г.).

И.И. НОВИКОВ¹, Л.С. КОКОРЕВ², О.В. МИТРОФАНОВА²

¹Институт металлургии и материаловедения им. Байкова (РАН)

²Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

ВИХРЕВОЙ МЕХАНИЗМ ДИССИПАЦИИ ЭНЕРГИИ

Задача течения вязкой ньютоновской жидкости рассматривается с позиции баланса момента сил трения и внутренних моментов, создаваемых вихреисточниками Римана. Вследствие концентрации механического напряжения в центрах течения возбуждаются ориентированные кванты момента импульса, создающие вспышки звуковой или электромагнитной природы (фононы, фотоны). При высокой частоте возбуждения ядро жидкостного вихря замещается вращающимся паровым ядром, при этом возможно возникновение свечения перегретой паровой области .

В процессах организованной текучести тугоплавких металлов с электрическим нагревом наблюдаются застывшие наноразмерные капилляры. Возбуждение двухфазных наноразмерных вихрей объясняет явления текучести, структурных фазовых переходов, существование центров кипения, кавитации и др.

Д.В. КУЗНЕЦОВ, А.В. БЕЗНОСОВ, О.О. НОВОЖИЛОВА

Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева

ИССЛЕДОВАНИЯ УСТРОЙСТВ ВВОДА ВОДЫ, ПАРА

В ПОТОК СВИНЦОВОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

В реакторных установках с ТЖМТ в качестве альтернативы традиционной схеме рассматриваются схемы с заменой поверхностных парогенераторов на прямоконтактные. Целью экспериментов являлось сравнение эффективности различных вариантов устройств ввода воды. За основные критерии эффективности принимались минимизация размеров вводимой водопаровой среды и минимизация разницы между температурами свинцового теплоносителя и генерируемого пара. Результаты работы рекомендуется использовать при анализе применимости концепции прямоконтактных парогенераторов ТЖМТ – вода, пар; при анализе аварийной ситуации «межконтурная неплотность парогенератора» в контурах с традиционными парогенераторами, при создании устройств по технологии тяжелого теплоносителя, осуществляющих ввод газопаровых смесей, воды, пара в поток свинцового или свинец-висмутового теплоносителей.

О.О. НОВОЖИЛОВА, А.В. БЕЗНОСОВ, М.В. ЯРМОНОВ

Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева

Blog

Задачи интерпретации измерений динамических характеристик с позиций математической теории реакторов

Содержание