Анализ влияния допусков и посадок при изготовлении ТВСА ВВЭР-1000 на характеристики активной зоны в стационарных и переходных режимах работы реакторной установки

Рассмотрен подход обоснованного увеличения или уменьшения размножающих и/или поглощающих свойств топлива и стержней СУЗ с учетом допусков и посадок на изготовление ТВС. При выполнении работ, связанных с анализом аварий на энергоблоках АЭС, используется подход, базирующийся на формировании консервативных начальных и граничных условий. В качестве консервативных граничных значений (отклонений) параметров состояний систем и оборудования реакторной установки выбирают их проектные либо эксплуатационные условия. При этом выбирают значения параметров, приводящие к наихудшим, с точки зрения удовлетворения критериям приемлемости, последствиям рассматриваемого исходного события. В настоящее время достаточно обоснованным является формирование консервативных начальных условий для кодов, решающих теплофизические задачи. Но касательно установления консервативных параметров для кодов, использующих трехмерную кинетику активной зоны, возникают определенные трудности, поскольку нейтронно-физические параметры рассчитываются кодом самостоятельно, в зависимости от заданных входных данных. Возможность консервативного задания начальных условий лежит в плоскости подготовки макроскопических малогрупповых сечений взаимодействия. Результаты работы свидетельствуют о принципиальной возможности влияния допусков и посадок при из-готовлении ТВС на ее размножающие свойства.

Год издания: 
2012
Номер: 
2
УДК: 
621.039.50
С. 30—36. Іл. 8. Табл. 2. Бібліогр.: 11 назв.
Литература: 

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.

Полнотекстовый документSize
2012-2-4.pdf293.65 KB