Главная » 2014 » Июль » 29 » Скачать Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых бесплатно
0:55 AM
Скачать Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых бесплатно
Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах
Диссертация
Автор: Шиленко, Борис Львович
Название: Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах
Справка: Шиленко, Борис Львович. Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах : диссертация кандидата физико-математических наук : 05.13.18 Обнинск, 2003 184 c. : 61 04-1/1160
Объем: 184 стр.
Информация: Обнинск, 2003
Содержание:
ВВЕДЕНИЕ
Глава
I ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ МЕТОДОЛОГИИ АНАЛИЗА НШ1С
11 Краткое описание аварий типа ATWS и инцидента НИПС как «предвестника» аварии иТОР
12 Описание основных физических процессов, сопровождающих инцидент
13 Критерии обоснования безопасности в инциденте
14 Разложение анализа инцидента по предметным областям моделирования
16 Выводы к главе
Глава
II ПОДХОДЫ К АНАЛИЗУ ИНЦИДЕНТА НИПС
21 Роль нейтронно-физического анализа инцидента НИПС
22 Представление нестационарного распределения энерговыделения при движении поглощающего стержня
23 Сравнение методов расчета линейных нагрузок в начале и в конце инцидента
24 Основные функции нейтронно-физического анализа в обосновании проектного инцидента НИПС
25 Взаимосвязь нейтронно-физического и динамического анализов инцидента
26 Выводы к главе
Глава
III ПРОГРАММНАЯ ТЕХНОЛОГИЯ АНАЛИЗА ИНЦИДЕНТА НИПС В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ системе DSJCRW и анализа расчетных функционалов
33 Определение возможностей целевой системы анализа
34 Функциональная структура ПСА верхнего уровня
35 Технология анализа инцидента НИПС, реализованная в системе DS_ICRW
36 Выводы к главе
Глава
IV РЕАЛИЗАЦИЯ ПОДСИСТЕМЫ ПОДГОТОВКИ МОДЕЛЕЙ
41 Краткий обзор систем подготовки нейтронно-физических расчетных моделей СЦЕНАРНЫХ
31 Подходы к реализации современной технологии решения задач на ЭВМ, принятые в
32 Системный подход к замыканию нейтронно-физического моделирования инцидента ИНЦИДЕНТА
15 Вероятностный подход к обоснованию безопасности в условиях неопределенностей
2 Требования к подсистеме подготовки сценарных моделей DSS_MDB
43 Процесс формирования сценарной модели
44 Фазы работы пользователя в подсистеме
45 Компоненты и программное обеспечение подсистемы
46 Перестраиваемая база сценарных моделей для быстрых реакторов
47 Принципы физической организации базы FRMDB
48 Генератор баз типовых картограмм расчетных моделей GENMAP
49 Выводы к главе
Глава
V РЕАЛИЗАЦИЯ ПОДСИСТЕМЫ ИСПОЛНЕНИЯ СЦЕНАРИЕВ
51 Логика функционирования подсистемы DSS_SCR
52 Функциональное обеспечение подсистемы DSS_SCR
53 Распределение внешней памяти в подсистеме
54 Выводы к главе
Глава
VI РЕАЛИЗАЦИЯ ПОДСИСТЕМЫ АНАЛИЗА ФУНКЦИОНАЛОВ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ
61 Требования к подсистеме анализа функционалов потока нейтронов
63 Фазы работы пользователя в подсистеме анализа DSS_ANL
64 Компоненты и программное обеспечение подсистемы
65 Выводы к главе б
Глава
VII ПРИМЕНЕНИЕ ПРОГРАММНОЙ СИСТЕМЫ DSJCRW К АНАЛИЗУ ИНЦИДЕНТА НИПС В РЕАКТОРАХ ТИПА БН программ
72 Применение системы DS_ICRW в проектных исследованиях БН-бОО гибридная активная зона
73 Выводы к главе ЗАКЛЮЧЕЕОИЕ
ЛИТЕРАТУРА
ПРИЛОЖЕНИЯ
71 Краткий обзор применения системы DS_ICRW и аспекты верификации проблемных ВЫЧИСЛИТЕЛЬНЫХ
62 Роль и функции подсистемы DSS_A]S!L в технологии анализа инцидента НИПС
Введение:
В последние годы ядерная энергетика (ЯЭ) России частично оправилась от шока Чернобыльской катастрофы. Определены стратегия дальнейшего развития ЯЭ [1] и ее роль в энергетике страны [2]. Сегодня это одна из немногих отраслей экономики России превзошедшая показатели 80-х годов (по выработке электроэнергии). После долгого перерыва вводятся в эксплуатацию и строятся новые энергоблоки (Волгодонская АЭС, Калининская АЭС, Белоярская АЭС). В общ;естве растет понимание необходимости и неизбежности ЯЭ для нашей страны. Три главных фактора будут определять успех в развитии ЯЭ в России: безопасность, экономичность, открытость для общества. Безопасность настоящего поколения реакторов обеспечивается, главным образом, увеличением числа различных систем безопасности и систем ограничения выхода активности, ужесточением требований к оборудованию и персоналу. В результате АЭС становятся все более сложными и дорогими, что может привести к потере конкурентоспособности АЭ. С другой стороны, одним из принципов стратегии безопасного роста ЯЭ является принцип «естественной безопасности», который является обобщением принципа внутренне присущей безопасности путём распространения его на весь топливный цикл с учётом проблемы радиоактивньсс отходов и режима нераспространения. По своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности и экономичности, далеко не полностью реализованный в их первом поколении. Разработка быстрых реакторов на основе принципа естественной безопасности позволяет рассчитывать на то, что капитальные затраты в АЭС с быстрыми реакторами нового поколения будут близки к затратам в современных АЭС с легководными реакторами. В настоящее время значительно возросли требования к безопасности АЭС, а в связи с этим возросли требования и к точности расчетньгс предсказаний физических характеристик ядерных реакторов. Одной из важнейших задач обоснования безопасности АЭС является обеспечение контроля событий, связанных с управлением реактора при изменении его реактивности в случае инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня (НИПС) системы СУЗ. В ФЭИ с участием автора диссертации был выполнен ряд работ по развитию методов анализа и разработке средств обоснования безопасности в случае инцидента НИПС в применении к реакторам типа БН. Основным результатом этих работ явились предложения ФЭИ по улучшению и развитию французской методологии [3-6] в применении к реактору типа SPHX и модификации этой методологии в применении к реакторам типа БН [7]. Анализ проектной аварии НИПС преследует цель обосновать отсутствие плавления топлива в инциденте и непревышения других пределов безопасной эксплуатации реакторной установки при срабатывании аварийной защиты реактора. Эта задача может быть решена на основе моделирования совокупности нестационарных нейтроннофизических и теплогидравлических процессов в реакторе, и анализа полученных распределений функционалов потока нейтронов в отдельных твэлах. Обоснование непревышения пределов безопасной эксплуатации в инциденте НИПС оказывается сложной задачей по следующим основным причинам: Рассматриваемый инцидент необходимо моделировать для произвольного момента микрокампании реактора движением любого поглощающего стержня. Каждая из многих комбинаций этих двух факторов отличается спецификой протекания переходных процессов. Потенциально опасные в инциденте твэлы заранее неизвестны и не могут быть определены из анализа номинального состояния. Для обоснования непревышения пределов безопасной эксплуатации при проектной аварии НИПС необходимо проанализировать большой объем информации о изменяющихся состояниях твэлов в реакторе. Таким образом, для расчетного моделирования и анализа инцидента НИПС требуется программное средство класса системы, в котором автоматизировались бы процессы применения методов анализа инцидента НИПС. Целью диссертационной работы является разработка программной системы нейтронно-физического анализа инцидента НИПС с возможностью расширения ее проблемного обеспечения на анализ ожидаемых переходных процессов в авариях без срабатывания аварийной защиты [8] (Anticipated Transients Without Scram, или сокращенно ATWS) в стадии до кипения теплоносителя и разрушения твэлов. Содержание работы изложено Р семи
