ТЕСТОВАЯ МОДЕЛЬ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР А.В. Тихомиров ФГУП ОКБ Гидропресс, г. Подольск В.Г.Артемов, А.С. Иванов ФГУП НИТИ им. Александрова, г. Сосновый Бор.

Презентация:



Advertisements
Похожие презентации
1 ФЕДЕРАЛЬНОЕ УНИТАРНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ Научно-Исследовательский Технологический Институт им. А.П. Александрова (НИТИ)
Advertisements

5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая-1 июня 2007 г., Подольск, Россия ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Разработка.
Научно-Исследовательский Технологический Институт им. А. П. Александрова.
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МЕТОДА МОНТЕ- КАРЛО ДЛЯ ОЦЕНКИ ВЕСА ОРГАНОВ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Л.Ф. БАБИЧЕВ, Г.В. КАРПОВИЧ Объединенный.
1 Моделирование динамики ядерного реактора в среде MathCad как учебная задача Н.Н. Кудряков Институт ядерной энергетики (филиал) Санкт- Петербургского.
КРОСС-ВЕРИФИКАЦИЯ РАСЧЕТНЫХ КОМПЛЕКСОВ ТРАП-КС, ДКМ И КОРСАР/ГП ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ДИНАМИЧЕСКИХ ИСПЫТАНИЙ НА ДЕЙСТВУЮЩИХ ЭНЕРГОБЛОКАХ С ВВЭР-1000 Подольск,
ОКБМ 1 28 января 2011г. ОАО «ОКБМ АФРИКАНТОВ» Директор ОАО «ОКБМ АФРИКАНТОВ» Зверев Дмитрий Леонидович Внедрение суперкомпьютерных технологий в новых проектах.
Разработка расчетной модели для исследования перемешивания потоков с различной концентрацией бора на модели реактора ВВЭР-1000 с использованием программного.
1 Статистические оценки нейтронно-физических и теплофизических параметров топливных сборок реакторов ВВЭР А. А. Рыжов, Д. А. Олексюк, А. А. Пинегин НИЦ.
ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 В УСЛОВИЯХ ВНЕДРЕНИЯ МОДЕРНИЗИРОВАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА. Адеев В.А., Бурлов С.В., Панов А.Е.
НТС ФГУП ОКБ "Гидропресс"1 Докладчик: Cемишкин В.П., Богачев А.В. Проведение расчетов напряженного состояния оборудования РУ МКЭ в рамках создания системы.
Верификация модели перемешивания теплоносителя в корпусе реактора по результатам экспериментов на 4-х петлевом стенде ФГУП ОКБ Гидропресс Подольск, 2007.
Российская конференция пользователей систем MSC | октября 2006 г. | Москва Анализ долговечности тележки вагона метро с применением программных продуктов.
1 Разработка метода прогнозирования количества повреждений ТОТ ПГ на АЭС с ВВЭР Щедеркина Т.Е. - ГОУВПО МЭИ (ТУ) Бараненко В.И., Юрманов В.А. – ОАО «ВНИИАЭС»
МИНСК, 2015 Г., УЧЕБНАЯ ЛАБОРАТОРИЯ «ПАРУС» ПО РЕАКТОРНОЙ ФИЗИКЕ, УПРАВЛЕНИЮ И БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС С ВВЭР Королев С.А. Выговский С.Б. Чернов Е.В.
Опыт промышленной эксплуатации ТВСА с улучшенным контролем температуры теплоносителя на выходе из сборок в составе активных зон Калининской АЭС В.И. Пахолков,
Влияние гетерогенного моделирования сборок борной зашиты реактора БН на рассчитываемые функционалы Грабежной В. А., Ломаков Г. Б., Попов Э. П., Тыклеева.
ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА. Мощность ядерного реактора Среднюю мощность ядерного реактора можно определить:
5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая – 1 июня 2007 г. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ВИБРОПРОЧНОСТИ.
1 1 Украина, Киев, 15 сентября 2010 г. А. А. Тузов, ОАО «ТВЭЛ» Тепловыделяющие элементы ВВЭР-1000: развитие конструкции, топливных композиций и конструкционных.
Транксрипт:

ТЕСТОВАЯ МОДЕЛЬ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР А.В. Тихомиров ФГУП ОКБ Гидропресс, г. Подольск В.Г.Артемов, А.С. Иванов ФГУП НИТИ им. Александрова, г. Сосновый Бор

Цель работы – создание прецизионной тестовой модели для расчетов НФХ РУ ВВЭР. Модель – как инструмент для верификации детерминистических расчетных кодов (снижение консерватизма). Объект моделирования – РУ Волгодонской АЭС. Этапы применения модели: - оценка точности расчета энерговыделения в активной зоне - оценка эффективности ОР СУЗ. Введение

Программные средства 2.1 Использованные в работе программы: САПФИР_95&RC (разработан ФГУП НИТИ им. Александрова) - Сапфир95 - подготовка малогрупповых диффузионных констант - RC - расчет НФХ реактора в диффузионном приближении MCNP5* (метод Монте-Карло, Лос-Аламос, 2003 год) Константы: DLC-220* (ENDF/B-VI, rev. 8) NJOY 99.0* (ENDF/B-VI, JENDL 3.2, rev. 6,8), *RSICC (Radiation Safety Information Computational Center, ORNL)

Расчетная модель Прототип модели - первый блок Волгодонской АЭС. Состав активной зоны менялся (ВАЭС или В1200). Двухмерная расчетная модель Трехмерная расчетная модель Особенность модели: - стержни с выгорающим поглотителем - уран-гадолиниевое топливо

Методика расчета Рассмотрено два состояния реактора: - МКУ - номинальный уровень мощности Расчеты по программе MCNP5 – на 360 градусном представлении активной зоны (по параметру 2%) Особенность зеркальных граничных условий в программе MCNP5 Применение поправки корректирующей граничные условия в программе RC

Результаты расчетов Расчет состояний реактора на МКУ Трехмерная полномасштабная модель Предварительный расчет 13-ти состояний реактора на МКУ (по экспериментам на ВАЭС) Среднее значение0,99870 Среднеквадратичное отклонение от среденего 0,00055 Среднеквадратичное отклонение от Кэфф=1 0,00146

Расчет состояний реактора на МКУ (положение РГ – 22% от низа АЗ) Выбрано состояние РУ на МКУ с положением рабочей группы на 22% от низа активной зоны. Число историй нейтронов (MCNP5) – 1600 млн.

Расчет состояний реактора на МКУ (положение РГ – 22% от низа АЗ) 1 2 Среднеквадратичная погрешность расчета по программе RC 3.34% Среднеквадратичная погрешность расчета по программе RC 2.20%

Расчет состояний реактора на МКУ (сброс аварийной защиты) Рассмотрен режим сброса аварийной защиты (с учетом зависания одного наиболее эффективного ОР СУЗ. Имитация двух состояний Результаты:

Расчет состояний реактора на НУМ (ВАЭС) Трехмерная полномасштабная модель Параметры активной зоны – средние по объему на номинальный уровень мощности Расчет MCNP5:

Расчет состояний реактора на НУМ ВАЭС, сравнение результатов (с учетом поправки) 1 2 Среднеквадратичная погрешность расчета по программе RC 1.99% Среднеквадратичная погрешность расчета по программе RC 0.85%

Расчет состояний реактора на НУМ (замена состава активной зоны, АЭС-2006) При неизменном радиальном отражателе ВАЭС, изменен состав активной зоны на АЭС-2006 (первая топливная загрузка). Расчет MCNP5:

Расчет состояний реактора на НУМ (замена состава активной зоны, АЭС-2006) 1 2 Среднеквадратичная погрешность расчета по программе RC 1.53% Среднеквадратичная погрешность расчета по программе RC 1.52%

Заключение Подготовлена серия двух и трехмерных тестовых задач Показана эффективность поправок используемых в программе RC, а также независимость их от состава активной зоны. Хорошее совпадение результатов в оценке покассетного энерговыделения и веса ОР СУЗ Отличие расчетных значений Kq и Kq max на НУМ не превышает 3% Программу MCNP5 планируется использовать в дальнейшем для подготовки тестовых задач.

Спасибо за внимание !