Аналіз впливу допусків і посадок при виготовленні ТВЗА ВВЕР-1000 на характеристики активної зони в стаціонарних і перехідних режимах роботи реакторної установк

Розглянуто підхід обґрунтованого збільшення або зменшення розмножувальних і/або поглинальних властивостей палива і стрижнів СУЗ із врахуванням допусків і посадок на виготовлення ТВЗ. При виконанні робіт з аналізу аварій на енергоблоках АЕС використовується підхід, який ґрунтується на формуванні консервативних початкових і граничних умов. Як консервативні початкові умови вибираються граничні значення (відхилення) параметрів стану систем і обладнання реакторної установки, які визначені проектом або експлуатаційними умовами. При цьому вибираються ті значення параметрів, які призводять до найгірших, з точки зору задоволення критеріїв прийнятності, наслідків вихідної події, що розглядається. На сьогодні достатньо обґрунтованим є формування консервативних початкових умов для комп’ютерних кодів, які розв’язують теплофізичні задачі. Але стосовно встановлення консервативних параметрів для кодів, що використовують тривимірну кінетику активної зони, виникають певні складнощі, оскільки нейтронно-фізичні параметри розраховуються кодом самостійно залежно від заданих вхідних даних. Можливість консервативного завдання початкових умов лежить в площині підготовки макроскопічних малогрупових перерізів взаємодії. Результати роботи свідчать про принципову можливість впливу допусків та посадок при виготовленні ТВЗ на її розмножувальні властивості.

Рік видання: 
2012
Номер: 
2
УДК: 
621.039.50
С. 30—36. Іл. 8. Табл. 2. Бібліогр.: 11 назв.
Література: 

1. Гальченко В.В., Неделин О.В. Сравнительный анализ подготовки малогрупповых констант с использованием различных компьютерных кодов. Часть 1 // Ядерная и радиационная безопасность. — 2003. — 6, вып. 3. — С. 61—68.
2. Гальченко В.В. Сравнительный анализ подготовки данных с использованием различных компьютерных кодов. Часть 2 // Там же. — 2007. — 7, № 3-4. — С. 29—42.
3. Кучин А.В., Овдиенко Ю.Н., Халимончук В.А. Моделирование расчетного бенчмарка AER для топливной кассеты реактора ВВЄР-440, содержащей гадолиний, с помощью программы HELIOS // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — Вип. 2. — С. 7—12.
4. Исследование влияния приближений расчетной модели на изменение температурного коэффициента реактивности в ячейке, топливной сборке реактора типа LWR в процессе выгорания топлива / А.Д. Климов, В.Д. Давиденко, В.Ф. Цибульский, С.В. Цибульский // Матер. 7-й Междунар. науч. техн. конф. “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”, 17—20 мая 2011, ОКБ “Гидропресс”, Подольск, РФ. — Подольск,2011.
5. Новый подход к определению минимально достаточной эффективности аварийной защиты ВВЭР / Г.Л. Пономаренко, С.Б. Рыжов, М.А. Быков, Д.Н. Ермаков //Атомная энергия. — 2006. — 100, вып. 3. — С. 184—196.
6. 43-923.203.007.БД.02-09.Ред.1.Ф. Хмельницкая АЭС. Энергоблок № 2. Отчет по анализу безопасности. Глава 15. Анализ проектных аварий. База данных по ЯППУ. — КИЭП, 2003.
7. Гальченко В.В., Рабченюк Н.Н., Сапожников Ю.А. Сравнение результатов расчетов реактивностных аварий с использованием различных компьютерных кодов // Матер. 7-й Междунар. науч. техн. конф. “Обеспечение безопасности АЕС с ВВЕР”, 17—20 мая 2011 г., ОКБ “Гидропресс”, Подольск, РФ. — Подольск, 2011.
8. J.R. Askew et al., “A general description of the lattice code WIMS”, J. of the British Nuclear Energy Society, vol. 5, no. 1, pp. 564—584, 1966.
9. M.J. Halsall and C.J. Taubman, The WIMS ‘1986’ Nuclear Data Library, AEEW-R 2133, 1986.
10. U. Grundmann et al., DYN3D Version 3.2. Code for Calculation of Transients in Light Water Reactors (LWR) with Hexagonal or Quadratic Fuel Elements. Forschungszentrum, Rossendorf, Germany: Institute of Safety Research, August 2005, pp. 9—68.
11. L.S. Tong, Thermal Analysis of Pressurized Water Reactors, 2nd ed., L.S. Tong and J. Weisman, Eds. LaGraange Park, I11: ANS, 1979, p. 418.

Текст статтіРозмір
2012-2-4.pdf293.65 КБ