И. Б. ТЮНИН,
Научный руководитель: С. В. БАРИНОВ1
Московский инженерно-физический институт (государственный университет)
1, Москва
РАЗРАБОТКА СОВМЕСТНОГО НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОГО И ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА НА ОСНОВЕ ПРОГРАММ FACT-BR И SKETCH
Описан программный комплекс FACT-BR с теплогидравлическим модулем ПК SKETCH для совместного нейтронно-физического и теплогидравлического трехмерного расчета РУ БРЕСТ-ОД-300. Получены нейтронно-физические и теплофизические характеристики активной зоны реактора при работе на номинальной мощности и на частичных нагрузках. Приведено сравнение результатов расчетов с использованием обратных связей по теплогидравлике с помощью модуля SKETCH и аппроксимационных зависимостей, и сравнение теплофизических характеристик, важных для анализа надежности активной зоны, с данными, полученными по корректной теплогидравлической ячеечной модели.
В 2002 г был выпущен технический проект РУ БРЕСТ-ОД-300. Особенностью нейтронно-физических расчетов активной зоны [1] являлось использование современных программ и библиотек нейтронных данных. Основным расчетным инструментом был программный комплекс взаимосогласованного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета быстрых реакторов FACT-BR [2] со встроенной системой подготовки нейтронных макросечений CONSYST/ABBN [3] на базе библиотеки нейтронных данных БНАБ-93 [4]. комплекс разработан в
Необходимо отметить, что реактор БРЕСТ-ОД-300 разрабатывается как реактор повышенной безопасности. К числу конструктивных решений, обеспечивающих повышение безопасности, относится активная зона с бескожуховыми ТВС. Единое пространство для теплоносителя снижает опасные последствия блокировки его расхода в любой части активной зоны. Работоспособность активной зоны реактора определяется прочностными характеристиками и коррозионной стойкостью материалов. В перечень показателей, по которым можно судить о состоянии активной зоны, входят температура топлива, теплоносителя и оболочки твэлов.
На начальной стадии проектирования критерии обосновывались в два этапа. На первом проводился нейтронно-физический расчет, результатом которого являлось двумерное распределение мощностей ТВС. Для второго этапа отбирались наиболее теплонапряженные ТВС, которые разбивались на ячейки, образованные твэлами и несущими трубами ТВС, и решалась сопряженная теплогидравлическая задача. Такой подход не позволял обеспечить учет обратных связей по теплогидравлике во всем пространстве активной зоны и автоматизировать расчеты по итерационной схеме нейтроника-теплогидравлика, что необходимо для проектных расчетов.
Принятый на этапе разработки проекта совмещённый нейтронно-физический и теплогидравлический расчёт в рамках кода FАСТ-BR ликвидировал этот недостаток, но он выполнялся по упрощённым аппроксимационным зависимостям температуры топлива и теплоносителя от мощности ТВС. Хотя это позволяет уточнить и автоматизировать трехмерную расчетную модель реактора, подход имеет ряд недостатков, особенно при рассмотрении аварийных ситуаций, когда ориентированные на номинальный режим аппроксимации могут оказаться неработоспособными.
Была предпринята попытка усовершенствовать теплогидравлический модуль ПК FACT-BR так, чтобы в результате решения совместной нейтронно-физической задачи на базе верифицированных методов и библиотек ядерных данных и уточнённых методов решения теплогидравлической задачи получить взаимосогласованные расчёты нейтронно-физических характеристик реактора и трехмерных распределений температуры топлива, теплоносителя и оболочек твэлов. Для решения теплогидравлической задачи использовался разработанный в МИФИ блок теплогидравлики для программы SKETCH [5].
Список литературы
1. (Нейтронно-физические характеристики), БРЕСТПЗ1, Москва, 2002.
2. , Радкевич системы подготовки. многогрупповых нейтронных данных CONSYST/ABBN в программном комплексе FACT-BR для трехмерных нейтронно-физических расчетов реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО. Сборник докладов семинара "Нейтроника-99», ГНЦ ФЭИ, 1999
3. /ABBN - подготовка констант БНАБ к расчетам реакторов и защиты. С константами БНАБ-9З. Отчет, инв. № 000, 1998.
4. , , Цибуля групповых констант БНАБ-9З. Верификационный отчет, М., ЦНИИАИ, 1995.
5. V. G. Zimil1. SKETCH-N: А Nodal Neutron Diffusiоn Code for Solving Steady-State and Kinetics Problems. Vol. II. User's Guide. JAERI, 2002.
6. (Теплогидравлические характеристики), БРЕСТПЗ2, Москва, 2002.
