Новий метод рішення системи двогрупових дифузійних рівнянь для програмного забезпечення СВРК ВВЕР-1000
ARTICLE PDF

Ключові слова

бенчмарк AER-FCM101, гібридний метод, програмне забезпечення, розрахунок ядерного реактора, система внутрішньореакторного контролю

Як цитувати

AksonovА., Trofymenko, O., Budik, D., NosovskyiА., & Gulik, V. (2021). Новий метод рішення системи двогрупових дифузійних рівнянь для програмного забезпечення СВРК ВВЕР-1000. Ядерна та радіаційна безпека, (2(90), 52-64. https://doi.org/10.32918/nrs.2021.2(90).06

Анотація

Точна та оперативна інформація про експлуатаційні характеристики ядерного реактора, джерелом якої є система внутрішньореакторного контролю, дає змогу оцінити рівень безпеки у процесі експлуатації енергоблоків АЕС. На цей час в Україні завершується розробка власного математичного забезпечення для системи внутрішньореакторного контролю ВВЕР-1000, що є однією із важливих умов реалізації програми диверсифікації ядерного палива. Науковий колектив ПрАТ «СНВО «Імпульс» розробив математичне забезпечення національного розрахункового комплексу на основі гібридного методу рішення системи двогрупових дифузійних рівнянь, що об’єднує в собі метод кінцевих різниць та нодальний метод. У статті наведено методологію рішення системи двогрупових дифузійних рівнянь гібридним методом для гексагональної геометрії. Наведено порівняння розрахунку, виконаного розробленим кодом на основі гібридного методу, з даними, зазначеними в бенчмарку AER-FCM101. Результати порівняння з бенчмарком свідчать про високу точність розробленого програмного забезпечення для розрахунку стаціонарного стану активної зони. Показано, що можна досягти відхилення від результатів бенчмарка приблизно 2-3 pcm для ефективного коефіцієнта розмноження. Найкраще узгодження з бенчмарком по енерговиділенню (для KV максимальне відхилення – 1,52 %, середньо-квадратичне відхилення – 0,531 %) досягається за 54 нодами на одну тепловидільну збірку в плані та за 24 однаковими за висотою шарами в аксіальному напрямку. Гібридний метод, для тієї самої розрахункової сітки, дає вищу точність ніж метод кінцевих різниць, особливо в областях з високою неоднорідністю розподілу нейтронів.

https://doi.org/10.32918/nrs.2021.2(90).06
ARTICLE PDF

Посилання

1. Core Monitoring for Commercial Reactors: Improvements in Systems and Methods, Workshop Proceedings, Stockholm, Sweden, 4-5 October 1999.

2. Kalinushkin, A., Kurchenkov, A., Mitin, V., Semchenkov, Y. (2010). Modern In-Core Monitoring System (ICMS-M) and Monitoring of WWER-1000 Nuclear Fuel. Nuclear and Radiation Safety, 4(48), 18 – 21.

3. Saeed, A., Rashid, A. (2020). Development of Core Monitoring System for a Nuclear Power Plant using Artificial Neural Network Technique. Annals of Nuclear Energy, 144, 107513. doi: 10.1016/j.anucene.2020.107513144.

4. Fujitsuka, N., Tanouchi, H., Imamura, Y., Mizobuchil, D., Kanagawa, T., Masuda, M. (1996). Experience and Evaluation of Advanced On-Line Core Monitoring System BEACON at IKATA Site. Proceedings of a Specialists' Meeting on In-Core Instrumentation and Core Assessment. Nuclear Energy Agency of the OECD (NEA), 103 – 113.

5. Kovbasenko, Y. (2016). Comparative Analysis of VVER-1000 Westinghouse and TVEL Spent Fuel Capability. Universal Journal of Physics and Application, 10 (4), 105 – 109. doi: 10.13189/ujpa.2016.100401.

6. Khalimonchuk, V. (2015). Top-Level Software for VVER-1000 In-core Monitoring System under Implementation of Expanded Nuclear Fuel Diversification Program in Ukraine. Nuclear and Radiation Safety, 1(65), 7 – 12.

7. Protocol № 3 dated 12.11.2016 for the meeting of State Enterprise «National Nuclear Energy Generating Company «Energoatom» on the topic: «Development of the national calculation complex SVRK-M2», item 2 of the section «Resolved».

8. Terms of Reference ITKYa.421412.114ТЗ. Development of a National Computational Complex for Determining the Neutronic and Thermal-Hydraulic Parameters of a Reactor Facility and the Development of a Modernized Complex of Unified Software for In-Core Monitoring Systems for WWER-1000 Power Units of Ukrainian NPPs. 2018.

9. Schulz, G. (1996). Solutions of a 3D VVER-1000 Benchmark, Proc. 6-th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Safety. Kirkkonummi, Finland, September 1996.

10. Weinberg, A. M., Wigner, E. P. (1961). The Physical Theory of Neutron Chain Reactors. Moscow. Foreign Literature Publishing House, 724.

11. Pavlovych, V. (2009). Physics of Nuclear Reactors. Kyiv. Institute for Safety Problems of NPPs. 224.

12. Bell, G. I., Glasstone, S. (1974). Nuclear Reactor Theory, Moscow, Atomizdat, 489.

13. Technical Report No. SSP-09/447-U. SIMULATE-3: Advanced Three-Dimensional Two-Group Reactor Analysis Code User’s Manual. Studsvik Scandpower, Nyköping, Sweden, 2009.

14. Downar, T., Xu, Y., Seker, V. (2013). PARCS, v3.0 US NRC Core Neutronics Simulator User Manual. Technical report No. UM-NERS-09-0001. University of Michigan, Ann Arbor, MI, USA.

15. Cho, J., Song, J., Lee, K. (2013). Three Dimensional Nuclear Analysis System DeCART/CHORUS/MASTER. In Proceedings of the ANS Annual Meeting, Atlanta, GA, USA, 16–20 June 2013.

16. Singh, T., Mazumdar, T., Pandey, P., et all. (2015). Overview of Reactor Core Level Calculation by Nodal and Finite Difference Methods. SRESA's International Journal of Life Cycle Reliability and Safety Engineering, 4(4), 11 – 21.

17. Zhukov, А. I. (2006). Use of Local Variation Method for Nuclear Design Calculations. Problems of Atomic Science and Technology, 4(89), 128 – 132.

18. Lee, D. J., Choi, H., Lee, K. H., Kim, Y. H. (1999). NEM and FDM Hybrid Method for 3-Dimensional Reactor Core Analysis. Proceedings of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting. Seoul, Korea, October 1999.

19. Stacey, W. M. (2007). Nuclear Reactor Physics. Second Edition. Wiley‐VCH Verlag, 735.

20. Lee, D., Kim, Y., Kim, Y. (2010). A Consistent Coupling of Nodal Expansion Method, Analytic Nodal Method, and Finite Difference Method for 3-Dimensional Reactor Core Analysis. Proceedings of PHYSOR 2010. Advances in Reactor Physics to Power the Nuclear Renaissance. Pittsburg, Pennsylvania, USA, May 2010.

21. Lawrence, R. D. (1986). Progress in Nodal Methods for the Solution of the Neutron Diffusion and Transport Equations. Progress in Nuclear Energy, 17(3), 271 – 301. doi: 10.1016/0149-1970(86)90034-X.

22. Kolev, N., Lenain, R., Fedon-Magnaud, C., (1997). CRONOS Solutions of the AER 3D Benchmark for VVER-1000. CEA Internal Report, Saclay.

23. Prinsloo, R. H., Tomašević, D. I., Moraal, H. (2014). A practical Implementation of the Higher-Order Transverse-Integrated Nodal Diffusion Method. Annals of Nuclear Energy, 68, 70 – 88. doi: 10.1016/j.anucene.2014.01.010.