Аннотация
Для оценки консерватизма проектных расчетов реакторов типа ВВЭР в части температурного режима твэлов разработана и апробирована модель потвэльного расчета ТВС с применением возможностей теплогидравлического расчетного кода (РК) КОРСАР и комплекса программ (КП) нейтронно-физического расчета САПФИР_95&RC_ВВЭР. Предлагаемый подход базируется на результатах моделирования потвэльного энерговыделения методом суперпозиции микро- и макрораспределений потоков нейтронов, отработанным для стационарных нейтронно-физических расчетов ВВЭР при верификации КП САПФИР_95&RC_ВВЭР, и поячейковом расчете теплогидравлических характеристик выделенных ТВС, выполняемом с использованием РК КОРСАР.
В рамках разработанного подхода при расчете конкретного аварийного режима последовательно выполняются следующие операции:
- расчет кодом КОРСАР/ГП режима с сопряженными нейтронно-физической и теплогидравлической моделями активной зоны в поканальном приближении, с определением на основе метода анализа неопределенностей и чувствительности наиболее теплонапряженных ТВС и записью изменения во времени их теплогидравлических и нейтронно-физических параметров;
восстановление распределений потвэльного энерговыделения для выбранных наиболее напряженных ТВС на основе зафиксированных в ходе поканального динамического расчета значений макропотоков нейтронов и рассчитанных заранее относительных микрораспределений энерговыделения в твэлах соответствующих ТВС;
расчет кодом КОРСАР/ГП потвэльных харкатеристик с использованием поячейковой модели ТВС на основе зафиксированных в ходе поканального расчета активной зоны значениями граничных условий по теплогидравлике и восстановленным полем энерговыделения в твэлах.
Корректность методики восстановления потвэльного энерговыделения обоснована в сопоставлении с результатами тестовых расчетов, полученных по программам, использующим метод Монте-Карло. Поячейковая теплогидравлическая модель ТВС верифицирована на экспериментах с пучками электрообогреваемых твэлов.
Эффективность предлагаемого подхода в докладе продемонстрирована на примере моделирования аварийного режима с разрывом паропровода парогенератора реактора ВВЭР 1000. В качестве прототипа - источника данных для нейтронно-физической модели выбраны 1-я и 3-я загрузки активной зоны Ростовской АЭС.
Ключевые слова
реактор типа ВВЭР, активная зона, многостержневая теплогидравлическая модель, потвэльное энерговыделение, поканальное приближение, полноконтурный расчет, библиотека малогрупповых констант
УДК 621.039.54:621.039.51...17
Вопросы атомной науки и техники. Cер. Ядерно-реакторные константы, 2014, вып. 4, 4:3