Сучасні підходи до моделювання процесів в активній зоні, насамперед у перехідних та аварійних режимах, з метою проведення аналізу безпеки ядерних реакторів, вимагають використання сполучених теплогідравлічних та нейтронно-фізичних розрахункових програм. Однією з таких програм є комп’ютерний код TRACE з модулем тривимірної кінетики PARCS. Розробка розрахункової моделі водо-водяного енергетичного реактора (ВВЕР-1000) для коду PARCS та подальша її валідація є складною багатоступеневою задачею, починаючи з підготовки бібліотеки нейтронно-фізичних констант, від якості якої залежить точність моделювання фізичних процесів в активній зоні, та закінчуючи проведенням валідаційних розрахунків та їх аналізом. У цій статті стисло описано всі стадії розробки розрахункової моделі та результати валідаційних розрахунків – наведено підходи до підготовки бібліотеки нейтронно-фізичних констант, необхідної для розрахунків кодом PARCS, коротко описані розроблені нейтронно-фізична та теплогідравлічна моделі активної зони та наведені результати валідаційних розрахунків реалізованої моделі ВВЕР‑1000 для коду PARCS. Метою проведених розрахунків є валідація розробленої розрахункової моделі активної зони ВВЕР‑1000 для комп’ютерного коду PARCS, а саме підтвердження того, що розроблена модель придатна для застосування у рамках проведення нейтронно-фізичних розрахунків стаціонарних станів та перехідних і аварійних режимів експлуатації реакторної установки ВВЕР‑1000. Валідація розрахункової моделі полягала в порівняльному аналізі отриманих результатів розрахунку основних нейтронно-фізичних характеристик із результатами, отриманими під час експериментальних досліджень чотирьох реальних паливних завантажень енергоблока № 2 Відокремленого підрозділу «Хмельницька атомна електростанція», та з отриманими результатами розрахунку з використанням коду DYN3D для аналогічних розрахункових станів. Розрахункові моделювання охоплювали стани на мінімально контрольованому рівні та номінальному рівні потужності, а також за різних положень робочої групи органів регулювання системи управління і захисту, а також перехідний (динамічний) процес зі спрацюванням прискореного розвантаження блока для третього паливного завантаження енергоблока № 2 Відокремленого підрозділу «Хмельницька атомна електростанція».
The paper presents the results of uncertainty analysis of WWER‑1000 core macroscopic cross sections due to spectral effects during WWER‑1000 fuel burnup and the analysis of cross section sensitivity from thermophysical parameters of the calculated cell, which affect energy spectrum of neutron flux density. The calculation of changes in the isotopic composition during burnup and the preparation of macroscopic cross sections used the developed HELIOS computer model [1] for TVSA, which is currently operated at most Ukrainian WWER‑1000 units. The GRS approach applying Software for Uncertainty and Sensitivity Analyses (SUSA) [2] was chosen to assess the uncertainty of the macroscopic cross sections due to spectral effects and analysis of cross section sensitivity from thermophysical parameters. The spectral effect on macroscopic cross sections was taken into account by calculating the fuel burnup for variational sets of thermophysical parameters (fuel temperature, coolant temperature and density, boric acid concentration) prepared in advance by the SUSA program, as a result of which fuel isotopic composition vectors were obtained. After that, neutronic constants for the reference state were developed for each of the sets of isotopic composition, which corresponded to a certain set of thermophysical parameters. At the next stage, the uncertainty of macroscopic cross sections of the interaction due to the spectral effects on the isotopic composition of the fuel was analyzed using SUSA 4, followed by the analysis of cross section sensitivity from thermophysical parameters of the calculated cell affecting energy spectrum of neutron flux density. In the future, the uncertainty of two-group macroscopic diffusion constants can be used to estimate the overall uncertainty of neutronic characteristics in large-grid core calculations, in particular, in the safety analysis.
scite is a Brooklyn-based organization that helps researchers better discover and understand research articles through Smart Citations–citations that display the context of the citation and describe whether the article provides supporting or contrasting evidence. scite is used by students and researchers from around the world and is funded in part by the National Science Foundation and the National Institute on Drug Abuse of the National Institutes of Health.
customersupport@researchsolutions.com
10624 S. Eastern Ave., Ste. A-614
Henderson, NV 89052, USA
Copyright © 2024 scite LLC. All rights reserved.
Made with 💙 for researchers
Part of the Research Solutions Family.