Моделювання активної зони повномасштабного тренажера ВВЕР-1000 для енергоблока № 3 Рівненської АЕС
DOI:
https://doi.org/10.32918/nrs.2026.2(110).02Ключові слова:
АЕС, ВВЕР-100, повномасштабний тренажер, кінетика реактора, RELAP3DАнотація
Повномасштабні й аналітичні тренажери нового покоління дозволяють моделювати в реальному масштабі часу практично всі режими експлуатації атомних електростанцій. Програмне забезпечення таких тренажерів базується на високоточних фізико-математичних моделях технологічних систем і дає можливість коригування характеристик основного обладнання й систем енергоблока, зміни уставок спрацювання захисту, блокування і сигналізації, налаштування регуляторів.
Вимоги щодо підвищення точності розрахунку фізичних процесів, покращення урахування нелінійних зв’язків для визначення характеристик реактора вимагає постійного вдосконалення та розвитку як програмного забезпечення, так і методів та методик моделювання.
У статті наведено загальний опис математичного апарату системи 3KMaster та детальний опис моделі активної зони енергоблока № 3 Рівненської атомної електростанції для програмного продукту RELAP3D (частини системи 3KMaster) для повномасштабного тренажера, а також показано, як системи апаратури контролю нейтронного потоку і внутрішньореакторного контролю отримують інформацію від активної зони.
Завантаження
Посилання
1. RELAP5-3D Code Development Team. (1999). RELAP5-3D Code Manual (Volumes I-VI). Idaho National Engineering and Environmental Laboratory. Lockheed Martin Idaho Technologies Company. Idaho Falls, USA,.
2. Turinsky, P.J., Al-Chalabi, R.M.K., Engrand, P., Sarsour, H.N., Faure, F.X., & Guo, W. (1994). NESTLE: A few-group neutron diffusion equation solver utilizing the nodal expansion method for eigenvalue, adjoint, fixed-source steady-state and transient problems. EGG-NRE-11406.
3. Downar, T., Xu, Y., &Seker, V. (2009). PARCS v3.0 U.S. NRC Core Neutronics Simulator. Department of Nuclear Engineering and Radiological Science University of Michigan.
4. Galchenko, V., Makodym, V., & Grechanyi, R. (2007). Studying the influence of the VVER-1000 core calculation scheme in RELAP5/MOD3.2 computer code for accident analysis. Nuclear and Radiation Technologies, 7(3–4), 42–54.
5. Core Design Center (2011). NESTLE code qualification for VVER-1000 neutronic calculations. 12-3-120. Technical report. Kharkiv.
6. Shkarupa, A., & Galchenko, V. (2002). Transient analysis for VVER NPPs. Industrial Heat Engineering, 24(2–3), 121–127.
7. Galchenko, V. (2007). Data preparation comparison analysis using difference computer codes. Part 2. Nuclear and Radiation Technologies. 7(3–4), 29–42.
8. Galchenko, V., & Mishyn, A. (2015). Comparative analysis of reactor cycle neutron characteristics using different WIMSD5B nuclear data libraries. Nuclear and Radiation Safety, 3(67), 8–12. https://doi.org/10.32918/nrs.2015.3(67).02.
9. Galchenko, V., Abdullaev, A., & Shlapak, І. (2017). Using software based on the Monte-Carlo method for receiving the few-group homogenized macroscopic interaction cross-section. Proceedings of Odessa Polytechnic University, 3(53), 37–42. https://doi.org/10.15276/opu.3.53.2017.05.
