Развитие методов расчетного сопровождения эксплуатации исследовательских реакторов с применением прецизионных программ. (12.09.2014)

Автор: Ванеев Юрий Евгеньевич

Ванеев Юрий Евгеньевич

РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ

РАСЧЕТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ

С ПРИМЕНЕНИЕМ ПРЕЦИЗИОННЫХ ПРОГРАММ

Специальность 05.13.18 – «Математическое моделирование,

численные методы и комплексы программ»

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени

доктора технических наук

Москва – 2014

Работа выполнена в Институте проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН)

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук, профессор,

главный научный сотрудник

НИТИ (г.Сосновый Бор, Ленинградской

области) Ельшин Александр Всеволодович

Доктор физико-математических наук ,

главный научный сотрудник НИЦ

«Курчатовский институт» Зизин Михаил Николаевич

Доктор технических наук, профессор,

заместитель директора по науке и

инновациям ГНЦ НИИАР (г.Димитровград) Калыгин Владимир Валентинович

Ведущая организация: Открытое акционерное общество «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля»

(НИКИЭТ), г. Москва.

Защита диссертации состоится « » _____ 2014 г. на заседании диссертационного совета

Д 520.009.06 в Национальном Исследовательском Центре «Курчатовский институт» по адресу: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке Национального Исследовательского Центра «Курчатовский институт».

Автореферат разослан « » 2014 г.

Учёный секретарь

диссертационного совета,

д.т.н., профессор В.Г.Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Одной из важнейших проблем, стоящих перед современной прикладной наукой, является обеспечение безопасной и эффективной эксплуатации объектов использования атомной энергии. Среди этих объектов важное место занимают исследовательские ядерные реакторы (ИР) с водой в качестве теплоносителя, в которых в стационарных и переходных режимах испытывают перспективные топливные, конструкционные и поглощающие материалы, используемые в реакторостроении, проводят фундаментальные исследования по различным направлениям, а также накапливают трансплутониевые элементы и множество более лёгких радионуклидов, широко используемых в промышленности и медицине. В частности, на ИР проводят комплексные испытания (включая аварийные режимы) фрагментов тепловыделяющих элементов (твэлов) и сборок (ТВС) перспективных водо-водяных реакторов, результаты которых обеспечивают конкурентноспособность российского топлива и, в конечном счёте, проектов современных атомных электростанций на мировом рынке. Не меньшую значимость имеют испытания твэлов и ТВС транспортных ядерно-энергетических установок различного назначения, высокотемпературных газовых реакторов, исследовательских реакторов в рамках международной программы по снижению обогащения топлива, материалов бланкета термоядерной установки, сооружаемой мировым сообществом.

В настоящее время в числе действующих в России находятся 12 исследовательских реакторов, мощность каждого из которых превышает 1 МВт. В числе самых мощных в мире по плотности потока нейтронов – реактор СМ, работающий на номинальной мощности около 100 МВт. Это один из шести реакторов, которые эксплуатируются в Государствен-ном научном центре – научно-исследовательском институте атомных реакторов (ГНЦ НИИАР, г. Димитровград). На территории этого крупнейшего в Европе ядерного центра сосредоточены все типы ИР: корпусной (СМ), канальный петлевой (МИР), бассейновые (РБТ-6, РБТ-10), с кипящим теплоносителем (ВК-50), с натриевым теплоносителем (БОР-60), а также две критические сборки, комплекс хранилищ свежих и облучённых ТВС ИР, фрагментов твэлов и ТВС энергетических реакторов и опытных установок, различного рода радиоактивных и делящихся материалов и изделий на их основе. Такое многообразие сосредоточенных на одной площадке ядерно- и радиационно- опасных объектов создает уникальную возможность для анализа накопленных массивов эксплуатационных данных, выработки обобщённых подходов к разработке средств обеспечения эффективности и безопасности работы таких объектов, в том числе, средств текущего сопровождения эксплуатации ИР.

На любом ядерном реакторе осуществление комплекса работ по планированию, обоснованию и проведению перегрузок, кампаний, экспериментов, модернизаций активной зоны и облучательных устройств – это сложная, многофакторная проблема, связанная с обеспечением безопасности и эффективности эксплуатации реактора, требующая высокой квалификации от решающих её специалистов. При этом значительный объём исследований и обоснований в ходе этих работ осуществляется с использованием программных средств (ПС), потребность в совершенствовании которых для ИР становится всё более очевидной. В условиях вывода из эксплуатации ряда устаревших установок, отсутствия принятых к реализации проектов новых ИР на тепловых нейтронах (после реактора ПИК) возобладало стремление повысить эффективность эксплуатации существующих ИР, получить от них (не в ущерб безопасности) максимальную отдачу при сохранении или снижении эксплуатационных затрат. В этих условиях стали интенсифицироваться работы по оптимизации перегрузок активных зон и предпусковых экспериментов, модернизации конструкции ИР и экспериментальных устройств, режимов их эксплуатации с соответствующим возрастанием объёма обоснований безопасности с учётом современных требований Ростехнадзора. При этом значительная доля работ проводится с привлечением расчётных методов, которые обеспечивают существенную экономию средств и ценного реакторного времени за счёт сокращения объемов экспериментальных обоснований.

Основное назначение программных средств при решении нейтронно-физических задач сопровождении эксплуатации ИР связано с опережающим (прогнозным) моделированием этого процесса с целью его оптимального планирования и обоснования безопасности, поэтому достижение максимально возможной точности нейтронно-физических расчётов прогнозируемых состояний ядерно- и радиационно- опасных систем имеет первостепенное значение. Учитывая сложность и разнообразие геометрических форм элементов конструкции ИР и ЭУ, ограниченные возможности инженерных ПС, не обеспечивающих достаточную точность решения некоторых задач расчётного сопровождения, выбор остается за прецизионными ПС, реализующими метод Монте-Карло, возможности которых по точности моделирования ограничены только неопределенностью констант в файлах оценённых ядерных данных, а по быстродействию – удовлетворяют требованиям практики при использовании современных компьютерных много-процессорных систем.

Отсюда следует актуальность разработок на основе прецизионных ПС и современных компьютерных технологий базовых вычислительных средств для моделирования активных зон, облучаемых экспериментальных устройств, вспомогательных систем обращения с ТВС, в принципе, любых ИР и на их основе – объектно-ориентированных вычислительных комплексов для каждого ИР с учётом его специфики. Проведение таких разработок находится в русле решения глобальной проблемы повышения эффективности и безопасности ядерной энергетики и крупной научной проблемы обеспечения одной из важнейших составляющих этой отрасли – исследовательских реакторов, эффективными вычислительными средствами сопровождения их эксплуатации и модернизации, способствующими дальнейшему совершенствованию реакторной экспериментальной базы ядерной отрасли России.

Цель диссертационной работы – разработка и внедрение базового вычислительного комплекса и объектно-ориентированных программных средств для решения задач расчётного (нейтронно-физического) сопровождения эксплуатации активных зон исследовательских реакторов (в режимах нормальной эксплуатации), каналов облучения с экспериментальными устройствами, обеспечивающих систем обращения с ТВС и ядерными делящимися материалами.

Указанная цель достигалась решением следующих взаимосвязанных задач:


загрузка...