Сборник тезисов докладов X Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2007

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Безопасность реакторов и установок ЯТЦ»

Все доклады секции


ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ОБУЧЕНИЯ ФУНКЦИОНАЛЬНЫМ ЦЕЛЯМ БЕЗОПАСНОСТИ

Щавелев А.В., Кораблев А.Г.

Ивановский государственный энергетический университет

Одной из фундаментальных функций безопасности при эксплуатации реактора является охлаждение его активной зоны. Именно эта функция в большей мере отвечает за теплотехническую надежность активной зоны. В связи с этим оператор должен четко представлять теплофизические процессы, протекающие в активной зоне реактора.

Цель работы — разработка и практическая реализация программного комплекса, представляющего собой пространственно распределенную имитационную математическую модель теплогидравлических процессов, протекающих в активной зоне реактора ВВЭР. В состав комплекса входят: конфигуратор активной зоны; задатчики теплогидравлических и нейтронно-физических параметров; имитационные математические модели активной зоны и участка ТВС; пост-процессор результатов расчета.

Учитывая важность внутреннего механизма взаимодействия нейтронно-физических и теплофизических процессов, основным отличием этой работы является пространственно–распределенное выполнение расчета. Это позволило получить представительную информацию о распределении теплогидравлических параметров по объему активной зоны и передать нейтронно-физической модели все данные, необходимые для учета механизма температурных обратных связей.

Второй отличительной особенностью этой работы является возможность ее использования для множества разнообразных геометрий активной зоны. Это обеспечивается тем, что параметрическая идентификация модели производится одним из элементов, входящих в состав программного комплекса.

Еще одной важной особенностью работы является структура межпрограммного взаимодействия, позволяющая достаточно просто обеспечивать дальнейшее развитие и функциональную доработку модели.

Литература

1. Деменьтьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990.

2. Емельянов И.Я., Гаврилов П.А. «Управление и безопасность ядерных энергетических реакторов» М. Атомиздат 1975.

3. Ильченко А.Г. Теплогидравлический расчет реакторов ВВЭР. Методические указания для студентов специальности 0310, Иваново, Издание ИЭИ, 1987.