ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы

Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года

English (UK)

ISSN 2414-1038 (online)

Авторы

Суслов М.В., Петкевич И.Г., Увакин М.А.

Организация

АО Опытное конструкторское бюро «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

Суслов М.В. – инженер-конструктор 3 категории. Контакты: 142103, Московская обл., Подольск, ул. Орджоникидзе, 21. Тел.: (496)765-26-68; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Петкевич И.Г. – ведущий инженер-конструктор, кандидат технических наук.
Увакин М.А. – ведущий инженер-конструктор, кандидат физико-математических наук.

Аннотация

Работа посвящена вопросу применения консервативных значений остаточных тепловыделений в теплогидравлических расчетах переходных процессов для реакторных установок ВВЭР с использованием модели точечной кинетики программного комплекса КОРСАР/ГП. Цель работы состоит в подготовке методики задания остаточных тепловыделений для использования их в расчетах.
Предлагаемая методика задания мощности остаточных тепловыделений заключается в корректировке модели точечной кинетики. Корректировка выполнялась путем решения оптимизационной задачи таким образом, чтобы мощность остаточных энерговыделений, вычисляемая в модели, была близка к заданным пользователем значениям в случае мгновенного обнуления источника деления. Применение методики позволяет пользователю выбирать параметры кривой остаточных тепловыделений активной зоны, ориентируясь на особенности протекания процесса и требуемую точность расчета.
С применением методики были проведены расчеты для аварий с мгновенным заклиниванием ГЦНА и малой течью первого контура. В статье приводится анализ чувствительности результатов, полученных в расчетах, к выбору коэффициентов, корректирующих модель точечной кинетики, а также обсуждается применимость предлагаемой методики при моделировании тех или иных переходных процессов для РУ ВВЭР. Значимым результатом работы является расширение функциональных возможностей для пользователя кода КОРСАР/ГП применительно к моделированию остаточных тепловыделений.

Ключевые слова
теплогидравлические расчеты, КОРСАР/ГП, ВВЭР, ядерный реактор, остаточные тепловыделения

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.58

Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2018, выпуск 1, 1:6