Авторы
Бурков И.В., Екимов А.В., Жирнов А.П., Иванюта А.Н., Кривошеин И.Н., Ларин И.А., Рангаев Н.В., Семченков А.А.
Организация
Акционерное общество «Научно-исследовательский конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля», Москва, Россия
Бурков И.В. – ведущий инженер.
Екимов А.В. – инженер 2 категории.
Жирнов А.П. – начальник отдела.
Иванюта А.Н. – начальник группы.
Кривошеин И.Н. – начальник лаборатории.
Ларин И.А. – главный специалист.
Рангаев Н.В. – инженер. Контакты: 107140, Москва, пл. Академика Доллежаля, д. 1, к. 3. Тел.: (499) 763-03-28; e-mail:
Семченков А.А. – начальник отдела, кандидат технических наук.
Аннотация
Разработка реакторной установки (РУ) включает в себя многие этапы, один из которых – моделирование стационарных, переходных и аварийных режимов работы, что является важным этапом в обосновании безопасности РУ. Для детального моделирования режимов, учёта обратных связей и предсказания поведения реактора требуется проведение связанных нейтронно-физических (НФ) и теплогидравлических (ТГ) расчётов с использованием интегральных расчётных кодов (РК). Разработанный интегральный код содержит нейтронно-физический модуль, основанный на РК FACT-M, с заранее подготовленной и верифицированной двухгрупповой библиотекой макроконстант, и теплогидравлический модуль, основанный на одномерном РК КОРСАР. Библиотека нейтронно-физических макроконстант верифицирована с использованием результатов расчётов по полномасштабной модели реакторной установки, выполненных с помощью прецизионного кода MCU-NR. Верификация проведена по основным нейтронно-физическим параметрам, таким как эффективный коэффициент размножения, веса органов системы управления и защиты, коэффициенты реактивности, поля энерговыделения и т. д. С использованием средств кода разработаны НФ и ТГ модели активной зоны реактора и ТГ модель первого контура реакторной установки. Расчёты переходных режимов работы РУ ШЕЛЬФ-М, проведённые с помощью кода, позволяют судить о корректности отработки обратных связей и правильности обмена данными между НФ и ТГ моделями. Дальнейшая доработка кода потребует создания модуля автоматики, разработки алгоритмов управления и удобного интерфейса пользователя, а также расширения и уточнения библиотеки нейтронно-физических макроконстант для расчётов выгорания и отравления реактора.
Ключевые слова
верификация, интегральный код, обоснование безопасности, переходные процессы, теплогидравлический расчёт, нейтронно-физический расчёт, библиотека макроконстант, эффектный коэффициент размножения нейтронов, диффузионный код, код улучшенной оценки
УДК 621.039.553
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 4, c. 40–48