3. Определение размеров активной зоны

Объем активной зоны: , где N_t - тепловая мощность реактора, Вт;

q_v - средняя энергонапряженность топлива по объему А.З., Вт/м³; k_v - коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны; k_твс - коэффициент неравномерности энерговыделения по сечению кассеты; k_v,k_твс  2,0…2,5; k_п = 1,1…1,2 - коэффициент перегрева, учитывающий отклонение конструктивных и технологических показателей в худшую сторону.

Диаметр активной зоны: , где m - коэффициент уплощения. Для первоначальных расчетов можно принять для реактора ВВЭР: m=0,85.

Высота активной зоны .

Так как в первом приближении можно считать, что реактор с отражателями, то экстраполированные размеры R_э и H_э определены путем прибавления к размерам активной зоны соответствующих эквивалентных добавок: и

Геометрический параметр для цилиндрического реактора:

Далее вычисляем коэффициент размножения в среде конечных размеров в двухгрупповом приближении

И реактивность

3. Подбор оптимального шага решетки твэЛов.

Необходимо менять шаг расстановки ТВЭЛов t_тв и наблюдать как изменяется k_эфф. После нахождения оптимального шага необходимо построить график зависимости k_эфф(t_твэл). Сделать вывод.

(Таблицы на которые ссылаются при расчете есть в методическом пособие по расчету ядерного реактора).

5.6 Программы применяемые при проектировании аэс

5.6.1 Нейтронно-физические программы

В настоящее время созданы программы нейтронно-физических расчетов, которые обеспечивают точность проведения расчетов, сопоставимую с точностью физических экспериментов. Эти программы основаны на решении газокинетического уравнения переноса нейтронов методом Монте-Карло.

К программам, основанным на применении метода Монте-Карло, относятся разработанная в РНЦ “Курчатовский Институт” программа MCU [1], из зарубежных - программа MCNP [2]. Эти программы используют многогрупповую библиотеку оцененных ядерных данных по нейтронно-физическим свойствам материалов на основе детальных ядерных данных, например ENDF/B-VI [3] (Программа MCNP, как правило, использует сечения с непрерывной зависимостью от энергии нейтронов, а не многогрупповые ядерные данные).

Следует заметить, что часто в программах на основе метода Монте-Карло моделируются истории отдельных нейтронов. При этом, в процессе моделирования происходит оценка функционалов по выделенным объемам или поверхностям.

В настоящее время при проведении конструкторских нейтронно-физических расчетов активных зон реакторов сложился следующий подход, обусловленный, в частности, возможностями вычислительной техники.

Этап 1. Одномерный (иногда двумерный) расчет отдельных ячеек ТВС по многогрупповым программам с учетом влияния соседних элементов с последующим созданием малогрупповых библиотек нейтронно-физических макросечений (нейтронно-физических констант) для отдельных ячеек.

Расчет выполняется по программам так называемого спектрального расчета, например, программам УНИРАСОС [4], ТВЭГ, WIMS-D4 [5], САПФИР [6], MCU [1] и т.д.

Этап 2. Расчет отдельных ТВС по двумерным малогрупповым программам с созданием библиотек малогрупповых констант для последующего крупносеточного расчета. К программам данного класса относятся КАССЕТА [7], ШЕСТИГРАННИК, ТВС-М [8], НИ-7000 [9] и ряд других. (Каждому элементу ТВС соответствует как минимум один в поперечном сечении ТВС расчетный узел).

В связи с развитием современной вычислительной техники в настоящее время расчеты этапа 1 не выполняются, а расчет библиотек малогрупповых констант для крупносеточных расчетов выполняется по двумерным спектральным программам (например, WIMS-D4, САПФИР) или при совместном одновременном использовании спектральных и малогрупповых программ (УНИРАСОС или ТВЭГ + КАССЕТА или ТВС-М).

На этапах 1 и 2 взаимное влияние нейтронно-физических и теплогидравлических процессов учитывается путем задания различных вариантов параметров среды.

Результатом работы программ на этапе 1 и 2 являются зависимости макросечений взаимодействия нейтронов с веществом от следующих параметров:

- средней температуры топливного сердечника;

- средней температуры теплоносителя в ячейке;

- средней плотности теплоносителя;

- концентрации поглотителя в теплоносителе;

- глубины выгорания топлива.

Этап 3. Расчет трехмерной активной зоны. На данном этапе выполняется конструкторский нейтронно-физический расчет реактора. Определяются поля энерговыделения, выбирается картограмма загрузки активной зоны, длительность топливной кампании и схема топливных перегрузок.

Расчеты этапа 3, как правило, выполняются по стационарным программам с учетом обратных связей по теплогидродинамике.

На этапе 3 определяется применимость заложенных на первоначальной стадии проекта схем загрузки топлива, допустимая величина неравномерности поля энерговыделения, длительность топливной кампании.

Если параметры топливной загрузки и номенклатура топлива не позволяет достигнуть проектных характеристик активной зоны, производится итерационный подбор требуемых характеристик ТВС с переходом на этап 2 или даже 1.

При проектировании активных зон ВВЭР на этапе 3 используется программа БИПР-7(7А) [10]. (Может использоваться и нестационарная программа ДЕСНА, входящая в программный комплекс РАДУГА [11]). Существуют и другие программы данного класса.

На третьем этапе также выполняется потвэльный поверочный расчет активной зоны. При этом результаты крупносеточного расчета, в частности, поля теплофизических параметров используются для двумерного потвэльного расчета (программы КАССЕТА, ТВС-М и др.). В настоящее время вычислительные мощности позволяют проводить потвэльный трехмерный связанный нейтронно-теплогидравлический расчет всей активной зоны (правда, гидравлические характеристики активной зоны рассчитываются усредненными для поперечного сечения ТВС).

В результате нейтронно-физических расчетов помимо полей энерговыделения в активной зоне определяются “веса” отдельных органов СУЗ, групп органов СУЗ и всех органов СУЗ (аварийной защиты) реактора, а также параметры точечной кинетики, которые используются в нестационарных теплогидравлических расчетах.