Диссертация (781854), страница 8
Текст из файла (страница 8)
Построение вычислительных алгоритмов и их исследование – вотчина вычислительной математики. Затем проводится сериярасчетов на компьютере при изменении тех или иных параметров задачи. Полученные данные анализируются и интерпретируются с участием специалистовв прикладной области. Обработка результатов проводится с учетом имеющихсятеоретических представлений и экспериментальных данных.Обычный подход связан с построением той или иной математической модели и проведением расчетов при изменении тех или иных параметров задачи.Этот тип вычислительного эксперимента получил название поискового вычислительного эксперимента.
Если основу математической модели составляютуравнения с частными производными, то при вычислительном экспериментеисследуется и решается численными методами прямая задача математическойфизики.Расчетная модель представляет собой совокупность физической и математической постановки, применяемых уравнений, принятых допущений с учетом области ее применения [14]. Физическая идеализация рассматриваемыхпроцессов, упрощения при их математическом описании, недостаточная изученность закономерностей физических процессов, входящих в систему замыкающих соотношений модели и протекающих в сложных условиях, характерных для аварийных ситуаций, и неточности, связанные с численной реализацией модели, приводят к обязательному этапу анализа достоверности как отдельных составляющих модели, так и модели в целом [146].38Для разработки и проверки расчетных моделей отдельных стадий аварииважны результаты физического (экспериментального) моделирования.
В основе физического моделирования лежит теория подобия. Помимо геометрического подобия необходимо и физическое подобие модели и натурного объекта. Сутью такого моделирования является то, что для модели и объекта должны бытьодинаковы определяющие безразмерные критерии подобия.В тяжелых авариях ядерных реакторов важное место занимает теплообмен. Задачи теплообмена решаются при определенном количестве допущений ииспользуют частные замыкающие соотношения.
Удовлетворительное согласиерасчетных и каких-либо экспериментальных данных не может служить надежным критерием справедливости выводов, так как сравнение чаще всего проводится без должного анализа всего массива экспериментальных данных [139].Только широкий объем сопоставлений расчетных результатов с опытными данными, полученными на экспериментальных установках различной сложности,различного масштаба и в различной степени воспроизводящими набор физических процессов и условия их протекания в ядерном реакторе, может позволитьс определенной степенью обоснованности переносить результаты экспериментальных исследований на условия реактора [146].
Эта степень обоснованноститем выше, чем более физична математическая модель, чем на более высокойступени иерархии она находится.1.5. Математические модели и отечественные вычислительныепрограммы для анализа и обоснования безопасности АЭС с быстрымиреакторами с натриевым охлаждениемВ Советском Союзе и Российской Федерации разработка программ дляанализа тяжелых аварий в быстрых реакторах осуществлялась и осуществляется в основном в ФЭИ. До аварии на Чернобыльской АЭС работа в данном направлении велась фактически на факультативном уровне и не оказывала влияния на проектные разработки следующих быстрых реакторов.39Ситуация существенно изменилась после аварии на Чернобыльской АЭС,когда в СССР завершался проект реактора БН-800.
В 1990 году была введена вдействие новая редакция основного нормативного документа по безопасностиядерных реакторов в СССР − «Общих положений обеспечения безопасностиатомных станций» − ОПБ-88 [145]. В документе содержалось требование анализа запроектных аварий в составе обоснования безопасности АЭС.В начале 90-х потребовались большие усилия по выполнению дополнительного анализа безопасности реактора БН-800, что стимулировало созданиекомплекса программ для исследования и обоснования безопасности АЭС с быстрыми реакторами, охлаждаемыми натрием. Комплекс программ был разработан в ФЭИ в 90-х – 2000-х годах.Для комплексных расчетов нестационарных нейтронно-физических и однофазных теплогидравлических процессов в реакторе с обратной связью по реактивности разработана программа GRIF [265,266].
На ее базе создана программа GRIF-SM [26,216,217], позволяющая выполнять расчеты теплогидравлических процессов в реакторе в двухфазной области – при кипении теплоносителя. Нейтронно-физические процессы в программах GRIF и GRIF-SM описывались точечными уравнениями кинетики. Предпринимались попытки соединить теплогидравлическую модель с модулем расчета пространственновременной кинетики [13].
Отметим, что недостатком численной методики кодаGRIF является медленная сходимость и малый запас устойчивости.В последующем для расчета выхода газообразных продуктов деления изтвэла при повреждении его оболочки разработана программа TWOCOM [28].Программа BOS-TWS подготовлена для уточненного расчета кипения натрия вактивной зоне с натриевой полостью [27]. Программа COREMELT разработанадля расчета начальной фазы запроектной аварии, программа SUBMELT – длярасчета проектной аварии в реакторе, обусловленной блокировкой проходногосечения ТВС активной зоны [145].
Программы COREMELT и SUBMELT основаны на моделях, подобных моделям программ SIMMER.40Создана программа для расчета стадии расширения запроектной авариипри тепловом взаимодействии расплавленного топлива с натрием − INTERACT[145].Для исследования стадии вторичной критичности – разгона реактора намгновенных нейтронах разработана программа ANPEX [104,80]. Расчет стадиизапроектной аварии, связанной с удержанием расплавленного топлива в пределах бака быстрого реактора, осуществляется по программе БРУТ [93,119,87,81].Разработчиком кодов ANPEX и БРУТ является автор диссертации.Программа RGT разработана для расчета переноса радиоактивных и летучих продуктов в газовой системе реактора и определения выбросов их в атмосферу [145]. Программа ND осуществляет расчет нестационарного переносапредшественников запаздывающих нейтронов в первом контуре – от поврежденной ТВС до датчиков запаздывающих нейтронов [145,255,239].
Цель расчета – определение сигналов датчиков при различных повреждениях твэлов.Для расчета полей скоростей и температур в отдельной ТВС активной зоны в режиме нормальной эксплуатации и при различных ее нарушениях – смещениях твэлов, локальных изменениях энерговыделения в них, частичных блокировках проходного сечения ТВС по натрию – создана программа HYDRON[145,255]. Расчет нестационарного температурного поля реактора в целом,включая межкассетное пространство, может выполняться по программе SACTAв гексагональной геометрии [145,255,265,266].Анализ многих нарушений нормальной эксплуатации, запроектных аварий возможен с помощью программы, описывающей нестационарные процессыв многопетлевой трехконтурной реакторной установке, включая реактор, теплообменное оборудование, циркуляционные насосы, системы управления ибезопасности.
Программа должна осуществлять комплексные расчеты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических процессов вэлементах реакторной установки, моделировать работу систем автоматическогорегулирования, аварийной защиты. Такие расчеты проводятся по разработан-41ной в ФЭИ программе DINROS [145].
В ОКБМ для аналогичных целей разработана программа DIN-800, близкая по возможностям к программе DINROS, ноне воспроизводящая их полностью.Расчет механических нагрузок, оценка прочности реактора и внутрикорпусных конструкций на стадии разрушения активной зоныобеспечиваетсяспециалистами НИИ Механики Нижегородского университета совместно соспециалистами ОКБМ. Ими разработан программный комплекс «Динамика-3»,позволяющий осуществлять расчет указанной стадии аварии с помощью конечно-элементной методики [10,11].В соответствии с требованиями российских нормативных документов побезопасности [190] расчет запроектной аварии завершается определением выбросов радиоактивных продуктов в атмосферу и эффективных доз облучениянаселения в окрестности атомной станции в течение острого периода аварии и втечение года после ее возникновения.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
