Бояринов Виктор Федорович Российский научный центр «Курчатовский институт»

Российский научный центр «Курчатовский институт»
На правах рукописи
УДК 621.039.5
Бояринов Виктор Федорович
РАЗРАБОТКА АЛГОРИТМОВ И ПРОГРАММ РЕШЕНИЯ
УРАВНЕНИЯ ПЕРЕНОСА В ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ
МЕТОДОМ ПОВЕРХНОСТНЫХ ГАРМОНИК
Специальность 05.13.18 – Математическое моделирование,
численные методы и комплексы программ
АВТОРЕФЕРАТ
диссертации на соискание ученой степени
доктора технических наук
Москва – 2009
Работа выполнена в Институте ядерных реакторов Российского Научного
Центра «Курчатовский институт».
Официальные оппоненты:
Доктор технических наук,
Краюшкин Александр Викторович
Доктор технических наук
Точеный Лев Васильевич
Доктор физико-математических наук, профессор
Щукин Николай Васильевич
Ведущая организация:
Институт прикладной математики им. М. В. Келдыша РАН
Защита состоится «____»__________20 г. в ____________час_____мин
на заседании диссертационного совета Д520.009.06 при РНЦ «Курчатовский
институт» по адресу: 123182, Москва, пл. И.В. Курчатова 1.
С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский
институт».
Автореферат разослан «____»__________2009г.
Ученый секретарь диссертационного совета
Д.т.н., профессор
2
В.Г. Мадеев
ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ
Актуальность работы
В связи с планируемым ускорением развития ядерной энергетики возрастают
требования к ее безопасности, и, следовательно, к точности, надежности и
оперативности предсказания поведения ядерных энергетических объектов в
различных ситуациях. За последние годы происходило заметное развитие методов,
алгоритмов и расчетных кодов для решения уравнения переноса излучения для
различных ядерных приложений, связанное в первую очередь с бурным развитием
вычислительной техники, с появлением возможности рассчитывать прямыми
численными методами задачи большой размерности, например, полномасштабные
ядерные энергетические реакторы. Методы решения уравнения переноса излучения
можно разделить на следующие группы:
– Метод Монте-Карло.
– Прямые детерминистические методы: метод характеристик, SN метод, метод
вероятностей первых столкновений и др.
– Инженерные методы: как правило, в той или иной форме используют
приближение пространственной гомогенизации, диффузионный или нодальный
диффузионный метод, сочетание прямых и нодальных диффузионных методов.
Решение уравнения переноса нейтронов во всем объеме современных ядерных
реакторов даже на современных компьютерах является достаточно тяжелой задачей.
При этом, прямые детерминистические методы, такие как метод характеристик, S N
метод и другие, в принципе, с такой задачей справляются, но, как правило, с весьма
значительными вычислительными затратами.
Инженерные подходы, как правило, основываются на том или ином механизме
пространственной гомогенизации и дальнейшем решении системы малогрупповых
диффузионных уравнений, в том числе и с привлечением нодальных методов. При
этом, вычислительные затраты инженерных подходов вполне удовлетворительные.
Приемлемая точность расчета достигается за счет настройки инженерных программ
на расчеты определенных состояний конкретного аппарата с помощью
корректирующих параметров, основанных на результатах более точных расчетов, на
результатах экспериментов на сборках и стационарных измерений на реакторах.
Однако даже используемые в этих программах поправки не гарантируют корректного
описания поведения реактора вдали от этих состояний и при аварийных ситуациях.
Поэтому очень важными являются работы, нацеленные на замену инженерных
методов и программ расчета реактора на методы и программы нового поколения, не
использующие метод гомогенизации и диффузионное приближение, решающие
уравнение переноса во всем объеме реактора непосредственно на основе файлов
ядерных данных и при этом имеющие небольшие вычислительные затраты. Данная
диссертация делает крупный шаг в этом направлении.
Особое место среди методов решения уравнения переноса занимает метод
поверхностных гармоник (МПГ), предложенный проф. Н.И. Лалетиным. Метод
поверхностных
гармоник
занимает
промежуточное
место
между
детерминистическими и инженерными методами и обладает достоинствами первых
по точности расчета и вторых по вычислительным затратам. Метод поверхностных
гармоник является методом решения уравнения переноса нейтронов во всем объеме
ядерного реактора и позволяет заменить решение одной задачи большой размерности
3
на решение большого числа задач существенно меньшей размерности и, как
следствие, имеет небольшие вычислительные затраты.
Важной особенностью метода поверхностных гармоник является то, что уже в
низших приближениях метода достигаются приемлемые для практики точности
расчета основных нейтронно-физических функционалов, сравнимые с точностями
прямых детерминистических методов, и небольшие вычислительные затраты,
сравнимые с вычислительными затратами инженерных методов. Это связано, в
первую очередь, с тем, что пробные решения упорядочены по степени их важности,
по степени их влияния на основные нейтронно-физические функционалы. В начале
90-х годов, когда начиналась работа над данной диссертацией, уже были заложены
основные положения метода поверхностных гармоник: получены основные
двумерные и трехмерные конечно-разностные уравнения для разных типов решеток,
разработаны программы для расчета симметричных и антисимметричных пробных
решений в гетерогенных ячейках.
Однако программная реализация полученных конечно-разностных уравнений
метода поверхностных гармоник практически отсутствовала. Поэтому проверка
полученных уравнений проводилась с использованием существующих программ
решения конечно-разностного группового уравнения диффузии с дополнительными
приближениями и только с использованием первых трех пробных решений. Кроме
этого, возникала необходимость получения дополнительных конечно-разностных
уравнений, в частности, уравнений для конечных по высоте систем и др., а также
необходимость разработки алгоритмов реализации этих уравнений как внутри ТВС,
так и во всем реакторе. Поэтому актуальной является решение крупной научной
проблемы по повышению точности, надежности и оперативности предсказания
нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов в различных ситуациях
путем разработки эффективных методик и алгоритмов метода поверхностных
гармоник.
Цель работы – повышение точности, надежности и оперативности
предсказания нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов путем
разработки эффективных алгоритмов метода поверхностных гармоник, сочетающих в
себе достоинства прямых детерминистических методов по точности расчета и
инженерных методов по вычислительным затратам, их программной реализации,
верификации и применения для решения нейтронно-физических задач.
Для достижения поставленной цели автор решил следующие задачи:
1. Развитие метода поверхностных гармоник, получение новых конечноразностных уравнений и разработка алгоритмов для двумерного и трехмерного
расчета нейтронно-физических процессов в ядерных реакторах с квадратной и
треугольной решетками.
2. Создание программного комплекса SUHAM, реализующего основные
двумерные
и
трехмерные
конечно-разностные
уравнения
метода
поверхностных гармоник для реакторов с квадратной и треугольной
решетками.
3. Детальная верификация разработанных методик и программного обеспечения,
демонстрация применения и эффективности.
4. Разработка и внедрение эффективной уточненной методики подготовки
групповых сечений ТВС ГТ-МГР.
4
Научная новизна результатов работы состоит в следующем:
– Разработаны и программно реализованы алгоритмы решения двумерных
групповых конечно-разностных уравнений метода поверхностных гармоник в
ядерных реакторах с квадратной и треугольной решетками с разным числом пробных
матриц на каждую ячейку.
– Разработаны и программно реализованы алгоритмы метода поверхностных
гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной
решеткой и в ТВС реакторов с треугольной решеткой.
– Получены формулы для трехэтапного расчета двумерного реактора с
шестигранными ТВС методом поверхностных гармоник, а также формулы расчета
локальных нейтронно-физических функционалов.
– Получены новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода
поверхностных гармоник.
– Создан комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в
ядерных реакторах, реализующий конечно-разностные уравнения МПГ, описанные в
диссертации. Проведены:
 детальная верификация комплекса SUHAM на большом числе бенчмарков;
 исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек;
 исследование влияния высших пространственных гармоник на точность
расчета;
 применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей
неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора
БРЕСТ-ОД-300;
– Разработана и внедрена в практику расчетов ГТ-МГР в РНЦ КИ и ОКБМ
эффективная уточненная методика подготовки групповых сечений ТВС ГТ-МГР.
Достоверность и обоснованность уравнений, формул, алгоритмов и
комплекса программ SUHAM подтверждена большим объемом верификационного
материала для ядерных реакторов разных типов.
Практическая ценность полученных результатов определяется, во-первых,
тем, что уравнения, формулы и алгоритмы ориентированы на любые типы реакторов,
которые характеризуются регулярной решеткой того или иного типа, и, во-вторых,
тем, что практически все уравнения и формулы программно реализованы (комплекс
SUHAM) и верифицированы.
Проведено исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек.
Показана важность учета гетерогенных эффектов при расчете весов стержней СУЗ в
активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-300.
Разработанная поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений
ТВС ГТ-МГР внедрена в практику расчетов ГТ-МГР в РНЦ КИ и ОКБМ.
Использование разработанной методики позволило снизить погрешность расчета
критичности ТВС ГТ-МГР до 1 %.
Апробация работы
Основные
положения
диссертации
докладывались
на
следующих
конференциях и семинарах:
– Семинары по проблемам физики реакторов (МИФИ, СОЛ “ВОЛГА”, 1995, 2002,
2004, 2006, 2008);
– Семинары по нейтронно-физическим проблемам атомной энергетики
“НЕЙТРОНИКА” (г. Обнинск, 1999, 2004, 2005, 2006, 2007, 2008);
5
– Международные конференции по математическим методам и расчетам ядерных
реакторов M&C (Саратога, США, 1997; Мадрид, Испания, 1999; Гатлинбург, США,
2003; Авиньон, Франция, 2005; Монтерей, США, 2007; Саратога, США, 2009);
– Международные конференции по физике ядерных реакторов “PHYSOR”
(Марсель, Франция, 1990; Сеул, Корея, 2002; Ванкувер, Канада, 2006; Интерлэйкен,
Швейцария, 2008);
– Международные конференции по ядерным технологиям, Kerntechnik (Карлсруе,
Германия, 1999; Бон, Германия, 2000);
– 2й международный тематический семинар по технологии ВТГР, INET (Пекин,
Китай, 2004).
– Международные семинары OECD/NEA по анализу расчетной неопределенности
при моделировании реакторов (Пиза, Италия, 2006; Гарчинг, Германия, 2008).
– 3й международный семинар OECD/NEA по реакторным системам (Париж,
Франция, 2006).
Отдельные части представленной работы отмечены премией ИАЭ им. И.В.
Курчатова за лучшую научную работу в 1997 г.
Публикации
По результатам исследований опубликовано 55 работ, в том числе 15 в
ведущих рецензируемых научных журналах.
Личный вклад автора
Все основные результаты диссертации получены лично автором.
Автору диссертации принадлежат:
– Программно реализованные и верифицированные алгоритмы решения
двумерных групповых конечно-разностных уравнений метода поверхностных
гармоник в ядерных реакторах с квадратной и треугольной решетками с разным
числом пробных матриц на каждую ячейку.
– Алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в
полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в ТВС реакторов с треугольной
решеткой.
– Формулы и программно реализованные алгоритмы расчета локальных
нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерного реактора
с шестигранными ТВС.
– Новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных
гармоник.
– Комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в
ядерных реакторах и его верификация; комплекс SUHAM-U создан в рамках проекта
МНТЦ под руководством и непосредственном участии автора.
– Исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек, а также влияния
высших пространственных гармоник на точность расчета.
– Применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей
неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД300.
– Поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений ТВС ГТ-МГР и
ее верификация.
6
Основные положения, выносимые на защиту
– Программно реализованные и верифицированные алгоритмы решения
двумерных групповых конечно-разностных уравнений метода поверхностных
гармоник в ядерных реакторах с квадратной и треугольной решетками с разным
числом пробных матриц на каждую ячейку.
– Алгоритмы метода поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в
полиячейках реакторов с квадратной решеткой и в ТВС реакторов с треугольной
решеткой.
– Формулы и программно реализованные алгоритмы расчета локальных
нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете двумерного реактора
с шестигранными ТВС и их верификация.
– Новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода поверхностных
гармоник.
– Комплекс программ SUHAM для решения нейтронно-физических задач в
ядерных реакторах и его верификация.
– Исследование эффекта пространственной гомогенизации ячеек, а также влияния
высших пространственных гармоник на точность расчета.
– Поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений ТВС ГТ-МГР и
ее верификация.
Структура и объем работы
Диссертационная работа изложена на 265 страницах текста, включая 52
рисунка, 67 таблиц, состоит из введения, четырех глав, заключения, 5 приложений и
списка литературы из 123 наименований.
СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ
Во введении обосновывается актуальность работы, формулируется цель,
изложены научная новизна, практическая ценность, достоверность полученных
результатов, личный вклад автора, а также положения, выносимые на защиту.
Первая глава посвящена двумерным уравнениям и алгоритмам метода
поверхностных гармоник, реализованным в комплексе программ SUHAM.
Приведено новое изложение основ метода поверхностных гармоник, которое
не меняет их сути, но, по мнению автора, более простое для понимания. Новое
изложение основано на следующих положениях.
Если считать известными реальные граничные условия, которые реализуются в
ядерном реакторе на границах всех ячеек, то расчет реактора сводится к отдельным
расчетам всех ячеек с заданными граничными условиями. При этом решение одной
задачи большой размерности сводится к решению большого числа задач существенно
меньшей размерности. Граничное условие на внешней границе отдельной ячейки
можно представить в виде линейной комбинации известных линейно-независимых
граничных условий с неизвестными коэффициентами, а именно, в виде.
L G
L
 
 
 
Τ(rs )   Ι (gl) Τ (gl) (rs )   Τ ( l ) (rs ) Ι ( l )
l 0 g 
где 
(l )
g
l 0
– неизвестные групповые амплитуды;
 (l )
Ι – векторы неизвестных групповых амплитуд.
 
Τ (gl) (rs ) – система групповых векторов, определяющих модельные граничные условия;
7


Векторы Τ (gl) (rs ) распределены по границе ячейки по одной из координатных
функций (см. рисунки 1 и 2). По энергетическим группам – это система единичных
векторов.
Рисунок 1 – Схема втекания токов, соответствующая первым восьми
координатным функциям для ячейки с квадратной границей
Рисунок 2 – Схема втекания токов, соответствующая первым шести
координатным функциям для ячейки с гексагональной границей
В соответствии с этим представлением общее решение уравнения переноса в
ячейке (или ТВС) можно представить в виде линейной комбинации пробных
групповых решений с теми же коэффициентами.
L G
L

 
  
  
Φcell (r, Ω)    (gl) (gl) (r , )   (l ) (r, Ω)Ι (l )
l 0 g 
8
l 0

 
Здесь  (gl ) (r, Ω) – решение группового уравнения переноса нейтронов в ячейке


(пробный групповой вектор) с граничным условием, определяемым вектором Τ (gl) (rs ) .
 

 
Пробная матрица  (l ) (r, Ω) состоит из G пробных векторов  (gl ) (r, Ω) , g=1, 2,…,G.
Далее в первой главе приведена полученная автором система двумерных
конечно-разностных уравнений МПГ для квадратной решетки с восемью пробными
матрицами на каждую ячейку в том виде, в котором она реализована в комплексе
SUHAM (подробный вывод приведен в Приложении 1 к диссертации).







S (k0 )   Λ 1 X (k1)  Λ 3 X (k6 )  Λ 2 X (k7 )
Λ 0 Φ k  Σ k Φ k  S (k0 )  0
 (1)
  (1)
  (1)

 (6)
 (7)

(1) (1)
S k   Λ1Φ k  Λ 3 X k  Λ 2 X k
Λ 0 X k  Σ k X k  S k  0
 ( 2)

 (1)

  ( 2)
  (7)
( 2) ( 2)

S


Λ
(
Φ

X
Λ
X

Σ
X

S

0
6
k
k )
k
k
k
 k
 2 k






S ( 3)   Λ  (Φ  X (1) )
 Λ X ( 6 )  Σ ( 3) X ( 3)  S ( 3)  0
 k
 3 k
7
k
k
k
k
k
,
 ( 4)

  ( 4)
 ~  ( 4)
~  ( 5 ) ~  ( 2 ) ~  ( 3)
( 4) ( 4)
S k   Λ 1 X k  Λ 3 X k  Λ 2 X k
Λ 0 X k  Σ k X k  S k  0



~  ( 4 ) ~  ( 2 ) ~  ( 3)
  (5)
 ~ ( 5)
( 5) ( 5)
(5)



S


Λ
Λ
X

Σ
X

S

0
k
1X k  Λ 3 X k  Λ 2 X k
0
k
k
k
k

 





~
~ ( 3)
S ( 6 )   Λ
Λ
6 ( X (k4 )  X (k5) )
X  Σ (k6 ) X (k6 )  S (k6 )  0
k

~ 2  k



~  ( 4)  (5)
S (k7 )   Λ
Λ 3 X (k2 )  Σ (k7 ) X (k7 )  S (k7 )  0
7 ( X k  X k )
 

Здесь Φ k , X (k1) ,..., X (k7) – неизвестные групповые векторы (являются функционалами

исходных неизвестных векторов Ι (l ) ), связанные с разным законом втекания
~
~
нейтронов в k-ю ячейку; Λ i , Λ i , Λi , Λ – разные конечно-разностные операторы.
Конечно-разностные уравнения для меньшего числа пробных матриц являются
частными случаями полученной системы. Для полученных конечно-разностных
уравнений автором расписаны следующие граничные условия:
– граничное условие нулевых токов или потоков;
– альбедное граничное условие;
– периодическое граничное условие;
– неоднородные граничные условия заданных граничных токов или потоков.
Все перечисленные конечно-разностные уравнения с разным числом пробных
матриц и с разными граничными условиями реализованы автором в комплексе
программ SUHAM.
Далее в первой главе приведены реализованные автором в комплексе программ
SUHAM двумерные конечно-разностные уравнения МПГ для треугольной решетки с
шестью пробными матрицами на каждую ячейку и соответствующие граничные
условия.



Λ 0Φ k  Σ k Φ k  S (k0)  0
 (1)
  (1)

(1) (1)
 Λ1 X k  Σ k X k  S k  0
 ( 2)

  ( 2)
(1) ( 2 )
Λ
X

Σ
X

S
 2 k
k
k
k 0


  ( 3)
( 3) ( 3)
( 3)
Λ 3 X k  Σ k X k  S k  0




S (k0 )   Λ1 X (k1)  Λ2 X (k2 )  Λ3 X (k3)
  (1)

 ( 2)
 ( 3)
S k   Λ1Φ k  Λ4 X k  Λ5 X k

 (1)
 ( 3)
  ( 2)



S


Λ
Φ

Λ
X

Λ
X
 k
2
k
4 k
6 k

 (1)
 ( 3)
  ( 3)
S k  Λ7 Φ k  Λ8 X k  Λ9 X k
Конечно-разностные уравнения для меньшего числа пробных матриц являются
частными случаями приведенной системы.
В Приложениях 2 и 3 к диссертации кратко описаны используемые автором
алгоритмы решения конечно-разностных уравнений МПГ соответственно для
9
квадратной и треугольной решеток, реализованные в комплексе программ SUHAM.
Отметим здесь основные этапы реализованных алгоритмов при решении задачи на
собственное значение:
 выделение члена, ответственного за появление нейтронов за счет деления;
 организация итераций по источнику деления;
 организация итераций по высшим гармоникам;
 организация итераций, связанных с зависимостью коэффициентов конечноразностных уравнений от искомого собственного значения – сверхвнешние
итерации.
Описаны уравнения и разработанные автором алгоритмы метода
поверхностных гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с
квадратной решеткой и в ТВС реактора с треугольной решеткой. При этом расчетная
гексагональная область (ТВС, кассета) заменяется решеткой из гексагональных ячеек
с сохранением объема рассчитываемой области. Для задания тока нейтронов на
граничных гранях граничных ячеек переопределены координатные функции из
условия сохранения втекающего тока на каждой грани ТВС.
Описан разработанный автором алгоритм трехэтапного расчета двумерного
реактора с шестигранными ТВС. Трехэтапный расчет позволяет более полно
использовать преимущества метода поверхностных гармоник, еще более понижая
размерность решаемых задач.
Групповая функция распределения нейтронов в реакторе представляется в виде
суперпозиции пробных матриц в ТВС
I FA N FA

 (n)
n)
Φ RN ( w)    (FA
(
w
)
I FA, i
,i
i 1 n 0
В свою очередь пробные матрицы в ТВС представляются в виде суперпозиции
пробных матриц в ячейках
Kc Nc

n)
 (FA
(
w
)

  (cn,k),i (w)Ic(,nk,n,i)
,i
k 1 n0
В результате распределение нейтронов в реакторе представляется в виде
I FA N FA Kc

Φ RN (w)  
Nc

i 1 n 0 k 1 n0
( n )
c ,k , i
 (n)
( w)I (cn,k,n,i) I FA
,i
(w) – пробные матрицы в ячейках. Элементы матриц I (cn,k,n,i) получаются в
 (n)
процессе расчета пробных матриц в ТВС, элементы векторов I FA
, i получаются в
Здесь 
( n )
c ,k , i
процессе решения крупно-сеточных уравнений.
Получены формулы расчета локальных функционалов после трехэтапного
расчета зоны с разным числом пробных матриц на ТВС. В качестве примера ниже

приведена формула для интегрального по объёму ячейки группового вектора Fkx,i
реакции типа ‘x’ в k-й ячейке i-й ТВС с учетом трех пробных матриц для ячеек и
шести пробных матриц для ТВС.
10



 1)


V
 ( 2 )
 (3)
Fkx,i  Vc Fc,kx,i [ FA Φ (c0,k) ,i Σ FA,i Φ FA,i  Φ (c1,)k ,i ( Λ 0Φ FA,i  Λ 1X (FA
,i  Λ 2 X FA,i  Λ 3 X FA,i ) 
MS FA,r

 1)


 (1)
2V FA
1)
 ( 2 )
 ( 3)
 Φ (c2,k) ,i ( Λ 4Φ FA,i  Λ 5 X (FA
Φ (c3,k) ,i Σ (FA
,i  Λ 6 X FA,i  Λ 7 X FA,i ) 
,i X FA,i 
MS FA,r
 ( 2)
 ( 3)
2V FA
V FA
1)
3)

Φ (c4,k) ,i Σ (FA
Φ (c5,k) ,i Σ (FA
,i X FA,i 
,i X FA,i ]
MS FA,r
MS FA,r
Вторая глава посвящена получению новых трехмерных конечно-разностных
уравнений МПГ.
Полученные ранее в основополагающих работах по МПГ трехмерные конечноразностные уравнения ориентировались на получение основного уравнения,
учитывающего перетечки нейтронов по всем направлениям и дополнительных
уравнений, дающих поправки к основному уравнению. Такая форма основного
уравнения наиболее близка к обычному конечно-разностному виду уравнения
диффузии, которое широко используется в инженерных программах. Автор получил и
предлагает для дальнейшей реализации другую систему трехмерных конечноразностных уравнений с двумя продольными и разным числом поперечных пробных
матриц на каждую ячейку (от 3-х до 8-и) и рекомендует решать ее как систему
связанных двумерных и одномерных уравнений с источниками. Ниже приведена
система трехмерных конечно-разностных уравнений с тремя поперечными и двумя
продольными матрицами на каждую ячейку
z
 z  zr
z
z

Λ 0 Φ k  Σ k Φ k  S k  0
 r  rz
 rr
r

Λ 0 Φ k  Σ k Φ k  S k  0


S rzk  A k Λ 0z Φ kz

  zr
S k  B k Λ 0r Φ rk
Новизна этих уравнений заключается в том, что все отличия уравнений этой
системы соответственно от двумерного и одномерного уравнений находятся в


источниках связи S kzr и S rzk , а также в используемых переменных. При этом члены


источников S kzr и S rzk описывают соответственно поперечную и продольную утечку из
ячейки.
Уравнения метода поверхностных гармоник для конечных по высоте систем
Автором рассмотрены конечные по высоте решетки с граничными условиями
равенства нулю потоков нейтронов на экстраполированных границах. В качестве
исходных уравнений использовались трехмерные конечно-разностные уравнения с
тремя поперечными и двумя продольными пробными матрицами на каждую ячейку.

Предполагалось, что неизвестный вектор Φ kz распределен по оси Z следующим
образом:


Φijz  Φiz0 cos( Bz z j )
Для нумерации ячеек здесь использовался двойной индекс ‘ij’, zj – координата j-го
слоя ячеек и zj=0 для центрального слоя; Bz – известный высотный баклинг.
В результате проведенных преобразований получено следующее конечноразностное уравнение


Λ 0r Φir0  Σ*i 0Φir0  0
где


Σ*i 0  Σ ir0  ir0 E  R iz0 E  ( Σ iz0  iz0 ) 1 Diz0 Bz2
11

1
R ir0

Дополнительно получены формулы для нейтронно-физических функционалов для
таких систем.
Приведенные формулы для матрицы эффективных сечений и вектора реакции
были автором программно реализованы. Проверка полученных уравнений и оценка
получаемого уточнения проведена на расчетах конечных по высоте сборок РБМК и
однородных критических сборок TRX-1, TRX-2, TRX-3, BAPL-1, BAPL-2, BAPL-3.
Проведено два типа расчетов. Первый тип – это расчет по двумерным конечноразностным уравнениям МПГ, в которых высотная утечка учитывалась простым
добавлением к матрице эффективных сечений Σ r члена D z Bz2 . Второй тип – это
уточненный расчет по полученным уравнениям. Максимальное отличие в kэфф сборок
РБМК в этих двух расчетах достигало 0,06 %, а для однородных критических сборок
отличие в kэфф в этих двух расчетах колебалось от –0,5 % до 0,2 %.
Трехмерные уравнения метода поверхностных гармоник с одной неизвестной на одну
ячейку и одну энергетическую группу
С помощью определенных преобразований трехмерных конечно-разностных
уравнений с тремя поперечными и двумя продольными пробными матрицами на
каждую ячейку и некоторых приближений автором получено трехмерное конечноразностное уравнение МПГ с одной неизвестной на одну ячейку и одну
энергетическую группу в виде:



Λ0z Φrk  Λ0r Φrk  Σrk Φrk  0
Полученное уравнение по внешнему виду совпадает с конечно-разностном
аналогом диффузионного уравнения и является самым простым трехмерным конечноразностным уравнением МПГ. Следует отметить, что это уравнение учитывает все
поперечные поправки, которые учитываются в двумерном конечно-разностном
уравнении МПГ с тремя пробными матрицами на каждую ячейку. Кроме этого, в нем
учтены перетечки нейтронов вдоль оси Z. Полученное уравнение реализовано в
комплексе программ SUHAM. Представленные в третьей главе верификационные
расчеты с использованием этого уравнения показали достаточно высокую точность,
несмотря на имеющиеся приближения.
Третья глава посвящена описанию разработанного автором комплекса
программ SUHAM для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов, его
верификации и применению.
Комплекс программ SUHAM предназначен для реализации конечноразностных уравнений метода поверхностных гармоник, для расчета нейтроннофизических процессов в ядерных реакторах с треугольной и квадратной решетками
блоков (ТВС). Комплекс SUHAM состоит из двух самостоятельных комплексов –
SUHAM-W и SUHAM-U. Комплекс SUHAM-W работает в связке с модулями
программы WIMS-SH, отвечающими за подготовку групповых сечений изотопов и
материалов и эффективных сечений ячеек для двумерных конечно-разностных
уравнений МПГ. Комплекс SUHAM-U работает в связке с модулями программы
UNK, отвечающими за подготовку групповых сечений изотопов и материалов и
решение уравнений изотопной кинетики. Модули комплекса SUHAM, реализующие
конечно-разностные уравнения МПГ, применяются для решения многогруппового
уравнения переноса нейтронов во всем объеме активной зоны реактора методом
поверхностных гармоник.
Перечислим основные возможности комплекса SUHAM-W по решению
двумерных конечно-разностных уравнений МПГ (программа SUHAM-2.5).
12
 Решение уравнений традиционного метода гомогенизации (групповых уравнений
диффузии):
 с нулевыми токами или потоками на каждой внешней грани рассчитываемого
объекта в каждой энергетической группе;
 с заданными альбедо на каждой внешней грани рассчитываемого объекта в
каждой энергетической группе;
 с периодическими граничными условиями в квадратной решетке;
 с заданными групповыми токами на каждой внешней грани рассчитываемого
объекта (амплитуды токов на разных гранях могут быть разными).
 Решение сопряженных уравнений традиционного метода гомогенизации
(сопряженного уравнения диффузии) с нулевыми токами на каждой внешней
грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе.
 Решение уравнений МПГ с разным числом пробных матриц (от 3 до 8 для
квадратной решетки и от 3 до 6 для треугольной решетки):
 с нулевыми токами или потоками на каждой внешней грани рассчитываемого
объекта в каждой энергетической группе;
 с заданными альбедо на каждой внешней грани рассчитываемого объекта в
каждой энергетической группе;
 с периодическими граничными условиями в квадратной решетке.
 Решение уравнений МПГ с тремя пробными матрицами с заданными групповыми
токами на каждой внешней грани рассчитываемого объекта (амплитуды токов на
разных гранях могут быть разными).
 Решение сопряженных уравнений метода поверхностных гармоник с тремя
пробными матрицами с нулевыми токами на каждой внешней грани
рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе.
 Подготовка традиционных групповых характеристик ТВС (полиячеек):
 на основе традиционных характеристик ячеек при использовании решения
традиционных уравнений метода гомогенизации с нулевыми токами на
внешней границе ТВС;
 на основе эффективных характеристик ячеек при использовании решения
уравнений метода поверхностных гармоник с тремя пробными матрицами с
нулевыми токами на внешней границе ТВС.
 Подготовка эффективных групповых характеристик ТВС (полиячеек) для крупносеточных уравнений МПГ с разным числом пробных матриц:
 на основе традиционных характеристик ячеек. При этом используются решения
уравнения традиционного метода гомогенизации с разными граничными
условиями;
 на основе эффективных характеристик ячеек. При этом используются решения
уравнения МПГ с тремя пробными матрицами с разными граничными
условиями.
Комплекс SUHAM-W использует в качестве библиотеки ядерных данных
библиотеку программы WIMS-D. Комплекс SUHAM-U использует в качестве
библиотеки ядерных данных библиотеку программы UNK, которая представляет
собой современную микрогрупповую (порядка 7000 микрогрупп) библиотеку
сечений, основанную на современных файлах ядерных данных ENDF-B, JEFF,
JENDL. Использование модулей программы UNK позволило готовить блокированные
резонансные сечения в микрогрупповых расчетах без использования теоремы
эквивалентности, а также проводить расчеты выгорания изотопов с использованием
13
реальных спектров в каждой выгорающей зоне, полученных из полномасштабного
расчета объекта по комплексу SUHAM. Разработка программного комплекса
SUHAM-U проводилась в рамках проекта МНТЦ под руководством и
непосредственном участии автора.
Разработка комплекса SUHAM-U проводилась следующим образом:
 Из программы WIMS-SH были выделены модули, связанные с расчетом пробных
матриц в ячейках.
 Программа SUHAM-2.5, построенная как единая программа, была структурно
переработана, в результате чего были получены отдельные модули, связанные с
расчетом пробных матриц в ТВС и с решением конечно-разностных уравнений
МПГ как внутри ТВС и небольших сборок с одной точкой на ячейку, так и
крупно-сеточных уравнений МПГ с одной точкой на ТВС.
 Различные пути расчета построены с помощью управляющих командных файлов,
при этом, возможен как расчет всего реактора, начиная от подготовки групповых
сечений материалов и кончая решением конечно-разностных уравнений во всем
объёме реактора с помощью единого управляющего файла, так и расчет каждого
этапа по отдельному управляющему файлу. Последнее особенно удобно на этапе
отладки, а также для поиска различных ошибок в задании начальных данных, что
очень существенно для расчета больших объектов.
На рисунке 3 представлена общая структура комплекса программ SUHAM.
Схема комплекса, представленная на рисунке 3, означает, что комплекс состоит
из трех не связанных комплексов:
1. Комплекс SUHAM-W состоит из двух программ – WIMS-SH и SUHAM-2.5.
Обоюдная стрелка означает, что обмен информацией между программами WIMSSH и SUHAM-2.5 происходит через внешние носители в полуавтоматическом
режиме.
2. Программа SUHAM-0 не привязана ни к какой библиотеке и считывает групповые
сечения материалов с внешнего носителя. Фактически это переработанная
программа SUHAM-2.5.
3. Комплекс SUHAM-U объединяет программу SUHAM-0 и модули комплекса UNK,
отвечающие за подготовку групповых микроскопических сечений изотопов и
макроскопических сечений материалов, а также за решение уравнений изотопной
кинетики.
Комплекс SUHAM
SUHAM-W
WIMS-SH
SUHAM-0
SUHAM-U
SUHAM-2.5
Рисунок 3 – Общая структура комплекса программ SUHAM
Более подробно остановимся на структуре комплекса SUHAM-U. В настоящее
время комплекс SUHAM-U существует в двух вариантах (их объединяет общая
библиотека и частичное использование одинаковых модулей): вариант SUHAM-U-2D
предназначен для решения двумерных нейтронно-физических задач, а вариант
SUHAM-U-3D – для решения трехмерных нейтронно-физических задач.
14
В комплексе SUHAM-U-3D в настоящее время реализованы трехмерные
конечно-разностные уравнения МПГ с тремя поперечными и двумя продольными
пробными матрицами на каждую ячейку для реакторов с квадратной решеткой
блоков. Верификация комплекса SUHAM-U-3D проведена на трехмерном
международном бенчмарке C5G7.
Комплекс SUHAM-U-2D организован в виде отдельных путей расчета, которые
построены с помощью управляющих файлов. Следующие основные возможности
(пути расчета) комплекса SUHAM-U-2D реализованы в настоящее время:
 Двухэтапный расчет ТВС, сборок с квадратной решеткой. Решение группового
уравнения переноса проводится методом ПГ с разным числом пробных матриц от
3-х до 8-и с граничными условиями нулевых токов или потоков на каждой
внешней грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе.
 Двухэтапный расчет ТВС, сборок с треугольной решеткой. Решение группового
уравнения переноса проводится методом ПГ с разным числом пробных матриц от
3-х до 6-и с граничными условиями нулевых токов или потоков на каждой
внешней грани рассчитываемого объекта в каждой энергетической группе.
 Подготовка традиционных групповых характеристик ТВС (полиячеек) на основе
эффективных МПГ-характеристик ячеек при использовании решения уравнений
метода ПГ с тремя пробными матрицами для квадратной и треугольной решеток с
нулевыми токами на внешней границе ТВС.
 Подготовка эффективных групповых МПГ-характеристик ТВС (полиячеек) для
квадратной и треугольной решеток:

на основе традиционных характеристик ячеек (конечно-разностное
групповое уравнение диффузии) для крупно-сеточных уравнений МПГ с
разным числом пробных матриц;

на основе эффективных МПГ-характеристик ячеек для крупно-сеточных
уравнений МПГ с разным числом пробных матриц.
 Трехэтапный расчет двумерной зоны реактора с шестигранными ТВС. При
расчете ТВС решается двумерное групповое конечно-разностное уравнение МПГ
с тремя пробными матрицами на каждую ячейку. При крупно-сеточном расчете
активной зоны решаются двумерные конечно-разностные уравнения МПГ с 3, 4, 5
или 6 пробными матрицами на каждую ТВС. Реализованы формулы расчета
локальных функционалов при расчетах с разным числом пробных матриц на
каждую ТВС.
 Расчет выгорания ТВС ВВЭР-1000. При решении группового уравнения переноса
нейтронов используются модули комплекса SUHAM-U, реализующие двумерное
групповое конечно-разностное уравнение МПГ с тремя пробными матрицами на
каждую ячейку.
При организации комплекса SUHAM предусмотрены специальные файлы,
предназначенные для хранения промежуточной информации: пробных матриц ячеек
для каждой ТВС; пробных матриц ТВС; матриц реакций в ячейках для каждой ТВС;
матриц уровней нейтронов для каждой пробной матрицы в ТВС и др.
Верификация комплекса SUHAM проводилась на следующих объектах:
 ТВС PWR;
 ТВС ВВЭР-1000 с урановым и MOX топливом, включая расчет выгорания –
~ 100 вариантов;
15
 Двумерный и трехмерный международные расчетные бенчмарки сборки PWR
(C5G7);
 Международный экспериментальный бенчмарк на сборке PWR VENUS-2;
 Полномасштабная двумерная зона ВВЭР
 Полиячейки и модельные сборки РБМК
 Двумерная зона БРЕСТ-ОД-300
Конфигурации рассчитанных бенчмарков представлены на рисунках 4 – 12.
Instrumentation channel cell
Burnable poison rod cell
Fuel cell
Рисунок 4 – Конфигурация ТВС PWR (1/8 часть)
Рисунок 5 – Отдельные конфигурации ТВС ВВЭР-1000
Вакуум
Отражение
Замедлитель
UO2-2
Вакуум
MOX
Отражение
MOX
Вакуум
Отражение
UO2-1
Замедлитель
Вакуум
Отражение
Рисунок 6 – 2D/3D международный расчетный бенчмарк сборки PWR (C5G7)
16
2
1
1
1
2
1
1
1
1
1
1
1
1
1
1
1
Var.1
1 1
1 1
1 4
3 1
Var.3
1 1
1 1
1 4
3 1
Var.5
2 1
1 1
1 4
3 1
Var.7
1 4
1 4
1 4
1 4
1
3
1
1
4
1
1
1
1
4
1
1
4
1
1
1
1
3
1
1
1
1
1
1
Var.2
1 1
1 1
1 4
3 1
Var.4
1 1
1 1
1 4
4 1
Var.6
1 1
2 1
1 4
3 1
1
3
1
1
1
4
1
1
1
2
3
1
3
1
1
4
5
1
1
1
1
Рисунок 7 – Полиячейки РБМК
Рисунок 8 – Активная зона ВВЭР-1000
2
4
2
3
1
3
2
4
2
Рисунок 9 – Модельные сборки РБМК с разными граничными условиями – 11
вариантов
17
Рисунок 10 – Вид сборки VENUS-2 в плоскости X-Y
UOX
assembly
Type 1
N:/type
burnup
23/1
40
Assembly with
absorber rod
inserted
17/1
0
12/1
32
8/1
32
5/2
33
3/2
0
1/1
40
2/1
32
13/1
15
7/2
0
25/1
0
19/1
15
14/1
15
10/2
33
6/1
32
4/2
17
18/2
17
9/1
15
MOX
assembly
Type 2
24/1
0
26/1
15
20/2
17
15/1
32
11/2
33
27/1
0
21/1
0
16/2
0
28/1
40
22/1
40
Рисунок 11 – Конфигурация зоны ВВЭР с 30 % загрузкой MOX топлива
С4 С5 С1 С4 С1 С5 С3
С4 В1 В2 В3 В3 В3 В2 В1 С2
С2 В2 В4 В4 В5 В5 В5 В4 В4 В2 С2
С3 B1 B4 B1 A2 A4 A1 A4 A2 B1 B4 B1 C3
C5 B2 B1 A2 A1 A3 A5 A3 A1 A2 B4 B2 C5
C1 B3 B5 A4 A3 A5 A1 A5 A3 A4 B5 B3 C4
C4 B3 B5 A1 A5 A2 A3 A4 A5 A1 B5 B3 C4
C1 B3 B5 A4 A3 A5 A5 A5 A3 A4 B5 B3 C1
C5 B2 B4 A2 A1 A3 A5 A3 A1 A2 B3 B2 C5
C3 B1 B4 B1 A2 A4 A1 A4 A2 B1 B4 B1 C3
C2 B2 B4 B2 B5 B5 B5 B4 B4 B2 C2
C2 B1 B2 B3 B3 B3 B2 B1 C2
C3 C5 C1 C4 C1 C5 C3
Рисунок 12 – Двумерная модель реактора БРЕСТ-ОД
Сравнение проводилось как с экспериментальными результатами (сборка VENUS2), так и c результатами расчетов по программам KENO, MCU, MCNP, UNK, RECOL,
APOLLO-2, TVS-M, CONKEMO, CASMO-4, DIF3D и VENTURE.
18
На рисунке 13 представлены обобщенные результаты сравнения расчета
критичности по комплексу SUHAM c результатами расчета по вышеперечисленным
программам (всего 228 сравнений). По оси X – номер сравнения, по оси Y – отличие в
% от результата с которым проводится сравнение.
dKeff, %
0.8
0.6
0.4
0.2
0
-0.2
-0.4
-0.6
N
-0.8
0
50
150
100
200
250
Рисунок 13 – Сравнение расчетов критичности по комплексу SUHAM с результатами
расчетов по другим программам (228 сравнений)
Видно, что все отличия, в основном, лежат в пределах 0,5 %.
В таблице 1 приведены обобщенные результаты сравнения критичности и
энерговыделения для различных объектов.
Таблица 1. Обобщенные результаты сравнения критичности и энерговыделения
ТВС PWR
ТВС ВВЭР-1000
2D C5G7 (PWR)
3D C5G7 (PWR)
VENUS-2 (PWR)
Зона ВВЭР
keff, %
0,4 – 0,7
–0,4 – 0,5
0,02
0,12
-0,5
0,3
Emax, %
4,4
2,5
4,3
2,9
6,5
4,7
RMS(E) , %
< 1,0
< 1,0
1,5
1,0
2,5
1,6
Особое внимание следует обратить на результаты сравнения для двумерной и
трехмерной сборки PWR C5G7. Дело в том, что в этом бенчмарке заданы
семигрупповые сечения всех материалов и, поэтому отсутствует константная
составляющая погрешности расчета. Цифры, представленные в таблице для этого
бенчмарка, можно принимать как оценку методической составляющей погрешности
расчета по комплексу SUHAM (сравнение проводилось с результатами расчета по
программе MCNP). Отметим также, что для экспериментального бенчмарка PWR
19
VENUS-2, программы MCNP, MCU и др. дают максимальные отличия в локальном
энерговыделении в твэлах от 7 % и выше.
Дополнительно для ТВС ВВЭР-1000 проводились многочисленные сравнения
других функционалов: эффектов реактивности, весов поглотителей из B4C с
естественным и обогащенным бором, весов U-Gd-х стержней. Из результатов этих
сравнений оценены предельные погрешности программы SUHAM при расчете этих
функционалов:
 вес бора в воде – до 1,2 %;
 эффект Доплера – до 6 %;
 полный температурный эффект – до 9 %;
 вес поглотителей из B4C – до 2,2 %;
 Вес U-Gd стержней – до 5%.
Эффект гомогенизации ячеек
В процессе верификации комплекса SUHAM исследовался эффект
гомогенизации ячеек при расчете ТВС PWR и ВВЭР-1000, т.е. разница между
результатами расчетов с использованием и без использования гомогенизации ячеек.
Это исследование интересно тем, что дот сих пор гомогенизация ячеек используется в
большинстве инженерных программ.
На рисунках 14 и 15 представлен эффект гомогенизации ячеек в локальном
поглощении для ТВС PWR и ВВЭР-1000 – типичное пространственное распределение
отклонений локальных поглощений, полученных с использованием гомогенизации
ячеек, от локальных поглощений без гомогенизации ячеек.
Рисунок 14 – Эффект гомогенизации ячеек в локальном поглощений для ТВС PWR
Рисунок 15 – Эффект гомогенизации ячеек в локальном поглощении для
ТВС ВВЭР-1000
20
Видно, что максимальные ошибки (пики), возникающие в результате
гомогенизации ячеек, наблюдаются в местах расположения неоднородностей: в
выгорающих поглотителях (ТВС PWR) и уран-гадолиниевых стержнях (ТВС ВВЭР).
Эффект гомогенизации ячеек достигает:
 для ТВС PWR – до 0,5 % в kэфф, до 7,4 % в поглощении в ячейках с выгорающим
поглотителем и до 3 % в локальном энерговыделении;
 для ТВС ВВЭР-1000 – до 1 % в kэфф, до 26 % в локальном энерговыделении и до
11,6 % в локальном поглощении.
Вывод: гомогенизация ячеек, которая используется в инженерных программах,
приводит к значительным погрешностям.
Влияние высших пространственных гармоник на точность расчета
В процессе верификации исследовалось влияние высших пространственных
гармоник – разность между результатами расчетов с максимально возможным числом
пробных матриц (8 для квадратной решетки и 6 для треугольной решетки) и с тремя
пробными матрицами на ячейку (ТВС) – на точность расчета как ТВС PWR и ВВЭР1000 (мелко-сеточные расчеты), так и полиячеек РБМК и двумерной зоны ВВЭР-1000
(крупно-сеточные расчеты).
Для мелко-сеточных расчетов получились следующие отличия:
 для ТВС PWR: 0,13 % в kэфф и 3 % в локальном энерговыделении и поглощении,
при этом среднее по всем твэлам отклонение по модулю в энерговыделении не
превышает 1 %;
 для двумерного международного расчетного бенчмарка сборки PWR (С5G7): 0,05
% в kэфф, 1 % – максимальное отличие в энерговыделении в твэле, 0,4 % –
среднеквадратическое отличие в энерговыделении в твэле;
 для ТВС ВВЭР-1000: заметное влияние проявляется только для одной ТВС с MOX
и уран-гадолиниевым топливом и достигает 0,2 % в kэфф, и 2 % в энерговыделении
(максимальное отличие).
Видно, что влияние высших гармоник в мелко-сеточных расчетах небольшое. Вывод:
такие объекты, как ТВС PWR и ВВЭР-1000, а также сборки PWR можно
рассчитывать по уравнениям МПГ с тремя пробными матрицами на ячейку.
Для крупно-сеточных расчетов получились следующие отличия:
 для полиячеек РБМК отличия превышают 2 % в kэфф и 4 % в энерговыделении;
 для сборок и двумерной зоны ВВЭР-1000 отличия достигают до 0,4 % в kэфф,
превышают 20 % в энерговыделении в ТВС и 7,5 % в энерговыделении в твэлах.
Видно, что влияние высших гармоник в крупно-сеточных расчетах довольно
значительное. Вывод: такие объекты как полиячейки и сборки РБМК необходимо
рассчитывать по уравнениям МПГ с восемью пробными матрицами на ячейку, а
сборки и двумерную зону ВВЭР-1000 – с шестью пробными матрицами на ТВС.
Нодальные возможности комплекса SUHAM
Когда комплекс SUHAM применяется для решения диффузионного уравнения
для объектов, состоящих из гомогенных ячеек или ТВС, он работает, как хорошая
нодальная программа. Автором продемонстрированы нодальные возможности
комплекса SUHAM при расчете двумерных бенчмарк-задач для типичных ядерных
реакторов с квадратной и треугольной решетками. Конфигурации рассчитанных
сборок представлены на рисунках 7 и 8. Для полиячеек РБМК использовалось
граничное условие периодичности, а для сборки ВВЭР-1000 – альбедное граничное
21
условие (два варианта). В 7 вариантах полиячеек РБМК (44) использовалось 4
варианта гомогенных ячеек (соответствуют рабочей ячейке РБМК со свежим
топливом с обогащением топлива 2 %, ячейке с поглотителем СУЗ, ячейке с
вытеснителем СУЗ и ячейке со свежим дополнительным поглотителем) с заданными
двухгрупповыми диффузионными константами. Двумерная сборка ВВЭР-1000
состояла из 5-и типов гомогенных ТВС с заданными двухгрупповыми
диффузионными константами.
В качестве ссылочных результатов были использованы: для полиячеек РБМК –
мелко-сеточные расчеты по программе SUHAM; для двумерной зоны ВВЭР-1000 –
экстраполированные результаты расчета по программе DIF3D-FD.
Результаты расчетов по программе SUHAM с максимальным числом пробных матриц
на каждую ячейку близки к ссылочным значениям:
 для полиячеек РБМК отличия достигают 0,1 % в kэфф и 0,35 % в
энерговыделении;
 для сборки ВВЭР-1000 – 0,05 % в kэфф и 5 % в энерговыделении, при этом
среднеквадратическое отклонение в энерговыделении меньше 1 %;
Вычислительные затраты
По программе SUHAM автором проведены двухэтапный (ячейки – сборка) и
трехэтапный (ячейки – полиячейки – сборка) расчеты 11 модельных сборок РБМК с
разными граничными условиями (см. рисунок 9). Каждая из этих сборок представляет
собой решетку из 81 ячеек (99) и, в то же время, может быть представлена в виде
решетки из 9 полиячеек (33). При трехэтапном расчете размерность решаемых задач
заметно ниже, но число решаемых задач заметно больше.
Показано, что вычислительные затраты в трехэтапном расчете в 2,5– 5 раз
меньше времени двухэтапного расчета. Это является численной демонстрацией
преимущества МПГ в вычислительных затратах за счет уменьшения размерности
решаемых задач. Выигрыш в вычислительных затратах будет увеличиваться с
увеличением размерности решаемой задачи.
Проведено сравнение вычислительных затрат для двумерного и трехмерного
бенчмарков C5G7. Эти бенчмарки интересны тем, что в них отсутствуют
вычислительные затраты на подготовку групповых сечений. Сравнение проводилось
с вычислительными затратами по программам, использующим детерминистические
методы. Сравнение показало, что вычислительные затраты по программе SUHAM для
двумерного бенчмарка более, чем на порядок меньше вычислительных затрат по
программам, использующим метод характеристик и метод вероятностей первых
столкновений, а для трехмерного бенчмарка – в разы меньше затрат по программам,
использующим метод характеристик и метод дискретных ординат.
Применение комплекса SUHAM для исследования методической составляющей
неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД300
Обычно при расчетах реакторов типа БРЕСТ (см. рисунок 12) используются
следующие приближения:
 простейшая гомогенизация ТВС, а именно, в каждой кассете все материалы
перемешиваются с весом только их объемов;
 диффузионное приближение.
В диссертации автором использованы возможности программы SUHAM для
исследования упомянутых выше и других приближений расчета на двумерных
22
расчетах весов кластеров СУЗ. Особое внимание уделено учету гетерогенных
эффектов внутри ТВС (рисунок 16) и кластеров СУЗ (рисунок 17).
Рисунок 16 – Сечение ТВС реактора БРЕСТ-ОД-300
12

6 (18
52
пэло
в)1
12 пэлов
18 пэлов

15
12кластера
Рисунок 17 – Схема сечения
7, СУЗ реактора БРЕСТ-ОД-300
,2
5 следующие выводы.
Из анализа результатов расчетов можно
1 сделать
2
 Как элементарная гомогенизация
,5 кассет, так и гомогенизация кассет с весом
потоков приводят к значительным ошибкам как в kэфф (до 1 %), так и в весах групп
кластеров СУЗ (до 22 %).
 Использование гетерогенных моделей кассет без использования их дальнейшей
гомогенизации допускает гомогенизацию микроячеек внутри кассет без
существенной потери точности, за исключением случая очень малых по значению
весов стержней СУЗ: отличие достигает 0,03 % в kэфф и до 0,6 % в весах групп
стержней.
 Учет гетерогенных эффектов внутри ТВС и кластеров СУЗ может достигать до
1 % в kэфф и до 22 % в весах групп кластеров СУЗ.
Основной вывод исследований, проведенных автором с применением
программы SUHAM – в быстром реакторе БРЕСТ-ОД-300 необходимо учитывать
гетерогенные эффекты внутри ТВС и кластеров СУЗ.
Верификация формул расчета локальных нейтронно-физических функционалов при
трехэтапном расчете двумерной активной зоны с шестигранными ТВС
Автором получены формулы для расчета локальных нейтронно-физических
функционалов методом поверхностных гармоник с тремя, четырьмя, пятью и шестью
23
пробными матрицами на каждую ТВС соответственно, используемые при
трехэтапном расчете двумерного реактора с шестигранными ТВС. Эти формулы,
вместе с конечно-разностными уравнениями МПГ были реализованы автором в
комплексе SUHAM. Здесь представлена проведенная при непосредственном участии
автора верификация этих формул вместе с конечно-разностными уравнениями.
Верификация полученных формул проводилась с использованием расчетов
международного бенчмарка для двумерной зоны ВВЭР-1000 с MOX топливом.
Модель бенчмарка состоит из полномасштабной двумерной зоны ВВЭР-1000 с
гетерогенной 30 % MOX загрузкой топлива. Активная зона состоит из свежих и
выгоревших ТВС следующих типов: UOX ТВС с U-Gd стержнями выгорающего
поглотителя и профилированные MOX ТВС с U-Gd стержнями выгорающего
поглотителя. Рассматриваются двадцать восемь ТВС в 60 угле с симметрией
переноса. Система бесконечна по высоте и имеет граничное условие вакуума на
боковой поверхности.
Конфигурация зоны показана на рисунке 11.
Сравнение проводилось с расчетами по программам MCNP и MCU по
следующим функционалам: kэфф зоны, усредненные по ТВС скорости реакции
деления для 28-ми ТВС, распределение скорости реакции деления в топливных
стержнях внутри ТВС №3, №21 и №27. Дополнительно проводилось сравнение
между расчетами по программе SUHAM-U с разным числом пробных матриц на ТВС.
Рисунок 18 демонстрирует отличия усредненных по ТВС скоростей реакции
деления в расчетах по комплексу SUHAM с 6-ю пробными матрицами на ТВС от
значений, рассчитанных по программам MCNP и MCU, а рисунок 19 показывает
отклонения скоростей реакции деления в топливных стержнях внутри ТВС №27 в
расчетах по SUHAM с 6-ю пробными матрицами на ТВС от значений, рассчитанных
по программам MCNP и MCU для диагонального направления от нижнего левого
стержня (угла) к верхнему правому стержню (углу). Среди этих стержней находятся
стержни с максимальными отклонениями.
%
3.0
1.0
-1.0
-3.0
1
4
7
10
13
16
19
22
25
28
Номер ТВС
Рисунок 18 – Отличия усредненных по ТВС скоростей реакции деления в расчетах по
комплексу SUHAM от значений, рассчитанных по программам MCNP (ряд 1) и MCU
(ряд 2)
24
%
4.0
2.0
0.0
-2.0
-4.0
-6.0
Номер стержня для ТВС № 27
в выбранном направлении
Рисунок 19 – Отличия скоростей реакции деления в топливных стержнях внутри ТВС
№27 в расчетах по комплексу SUHAM от значений, рассчитанных по программам
MCNP (ряд 1) и MCU (ряд 2) для диагонального направления от нижнего левого
стержня (угла) к верхнему правому стержню (углу)
Основными результатами этих расчетов являются:
 сходимость результатов в расчетах по комплексу SUHAM с разным числом
пробных матриц на ТВС к значениям в расчете с 6-ю пробными матрицами на
каждую ТВС;
 сходимость результатов в расчетах по комплексу SUHAM с увеличением числа
пробных матриц на ТВС к соответствующим значениям, рассчитанным по
программам MCNP и MCU для функционалов как по ТВС, так и по топливным
стержням;
 максимальное отличие усредненных по ТВС скоростей реакции деления в
расчетах по комплексу SUHAM с 6-ю пробными матрицами на ТВС от
соответствующих значений, рассчитанных по программам MCNP и MCU, не
превышает 3,5 %, а среднеквадратическое отличие не превышает 1,4 %;
 для всех рассмотренных ТВС максимальное отличие скоростей реакции
деления в топливных стержнях в расчете по комплексу SUHAM с 6-ю
пробными матрицами на ТВС от соответствующих значений, рассчитанных по
программам Монте-Карло, не превышает 4,7 %, среднеквадратические отличия
не превышают 1,6 %;
Проведенная верификация реализованных в комплексе SUHAM формул
расчета локальных нейтронно-физических функционалов при трехэтапном расчете
двумерной активной зоны ВВЭР методом поверхностных гармоник показало их
высокую точность.
Верификация комплекса SUHAM на расчетах выгорания топлива в ТВС ВВЭР-1000 с
урановым и MOX топливом
Описана проведенная при непосредственном участии автора верификация
комплекса SUHAM на сравнительных расчетах выгорания топлива в ТВС ВВЭР-1000
с урановым и MOX топливом.
Объектами для бенчмарк расчетов являются ТВС реактора ВВЭР-1000 с
урановым топливом и MOX топливом. ТВС с урановым топливом состоит из двух
типов топливных стержней с урановым топливом и стержней с U-Gd топливом. ТВС с
MOX топливом состоит из трех типов топливных стержней с MOX топливом и
стержней с U-Gd топливом.
Расчеты выгорания проводились при следующих условиях:
 мощность ТВС равна 52,13855 кВт/см (на 1 см высоты);
25



температура топлива равна 1036,0 К;
температура оболочки твэла равна 600,0 К;
температура теплоносителя равна 575,7 К.
Пересчет всех спектров в выгорающих материалах проводился в следующих
временных точках: 0,1, 0,5, 1,0 и далее через 1,0 до 50,0 МВтсут/кг ТМ
включительно, где ТМ означает тяжелые металлы.
Сравнение проводилось с расчетами по программе RECOL, которая для
решения уравнения переноса использует метод Монте-Карло с поточечным
энергетическим представлением сечений. Обе программы для подготовки сечений
для основных изотопов использовали одинаковые файлы ядерных данных. Расчеты по
обеим программам проводились с выгоранием в каждом топливном стержне.
Для сравнения в отдельных точках по выгоранию использовались следующие
функционалы:
 k ТВС;
 концентрации основных изотопов (235U, 238U, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu),
усредненные по всем стержням ТВС;
 коэффициенты неравномерности энерговыделения в твэлах.
Результаты сравнений k ТВС показали:
 Значения k ТВС, рассчитанные по программам SUHAM и RECOL имеют
небольшие отличия – максимальное отличие по всем значениям выгорания
для ТВС с урановым топливом не превышает 0,4 %, а для ТВС с МОХ
топливом – 0,2 %.
Результаты сравнений усредненного по всем топливным стержням ТВС
ядерных плотностей изотопов показывают:
 для основных изотопов максимальные отличия от значений, полученных по
программе RECOL достигают: для ТВС с урановым топливом – 0,9 % для
235
U, –2,1 % для 239Pu, –2,9 % для 240Pu и –9,3 % для 242Pu; для ТВС с МОХ
топливом – 1,2 % для 235U, –0,5 % для 239Pu, 0,4 % для 240Pu и 4,5 % для
242
Pu;
Результаты сравнений коэффициента неравномерности энерговыделения
показывают:
 для ТВС с урановым топливом максимальное отличие коэффициента
неравномерности энерговыделения не превышает 2,3 %, среднее по модулю
отличие не превышает 0,7 %, а среднеквадратическое – не превышает 0,8 %;
 для ТВС с МОХ топливом максимальное отличие коэффициента
неравномерности энерговыделения не превышает 3,0 %, среднее по модулю
отличие не превышает 0,8 %, а среднеквадратическое – не превышает 0,9 %;
Основной вывод всех сравнений для всех бенчмарков заключается в том, что
разработанный автором комплекс программ SUHAM рассчитывает основные
нейтронно-физические задачи с достаточно высокой точностью и с небольшими
вычислительными затратами.
Четвертая глава посвящена разработанной автором поэтапной уточненной
методике подготовки групповых характеристик ТВС ГТ-МГР.
В настоящее время в мире ведутся разработки Высоко Температурных Газоохлаждаемых Реакторов (ВТГР) с газовой турбиной, таких как ГТ-МГР с
призматическими ТВС (США, Россия) и PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) с
шаровыми топливными элементами (ЮАР). Реакторы такого типа обладают
26
принципиальными преимуществами по безопасности, связанными с отсутствием
плавления активной зоны при авариях с потерей теплоносителя.
Основное внимание в работе уделено повышению точности расчета реактора
ГТ-МГР по проектным программам путем разработки поэтапной уточненной
методики подготовки групповых сечений ТВС ГТ-МГР.
Следующие основные физические особенности ГТ-МГР необходимо учитывать
при подготовке групповых сечений ТВС ГТ-МГР:
 Двойная гетерогенность: топливные сферические частицы с многослойным
покрытием примерно равномерно расположены в графитовой матрице
топливного компакта; топливные компакты образуют геометрически
правильную треугольную решетку в графитовом блоке (ТВС).
 Однородность решетки нарушается наличием каналов для теплоносителя и, что
особенно важно с методической точки зрения, наличием компактов с
выгорающим поглотителем, содержащим резонансные изотопы, т.е. решетка
компактов имеет топливные компакты с резонансными изотопами и компакты
с выгорающим поглотителем, также содержащим резонансные изотопы.
В РНЦ КИ и ОКБМ в качестве проектных программ расчета ГТ-МГР
используются программы WIMS-D и JAR. Программа WIMS-D используется для
подготовки групповых гомогенных сечений ТВС, а программа JAR – для решения
группового уравнения диффузии. Примерно до 1999 года при расчете ГТ-МГР с
помощью этих программ использовались следующие основные приближения:
– двухгрупповое приближение при решении диффузионного уравнения по
программе JAR;
– при подготовке резонансных сечений топливных изотопов использовалась
методика ‘Segev’.
Отметим, что использование двух групп для расчета теплового ядерного
реактора является достаточно серьезным приближением. Поэтому, при разработке
новой методики подготовки гомогенных сечений ТВС было решено от него
отказаться и перейти к произвольному числу групп. Использование методики ‘Segev’
при подготовке резонансных сечений топливных изотопов предполагает, во-первых,
для каждого типа ячейки проведение расчетов трех вариантов ячеек с передачей
дополнительных параметров из варианта в вариант, и, во-вторых, распространения
программной реализации этой методики на произвольное число резонансных групп.
Кроме этого, необходимо распространение этой методики на ячейки с выгорающим
поглотителем, не содержащим топливных изотопов, что требовало создание
специальных моделей для ячейки с выгорающим поглотителем. В результате,
использование методики ‘Segev’ для произвольного числа групп и одновременно для
топливных ячеек с резонансными изотопами и для ячеек с выгорающим поглотителем
с резонансными изотопами получается неоправданно громоздким и с неочевидным
результатом.
В дальнейших работах для подготовки двухгрупповых гомогенных сечений
ТВС использовался расчет по программе WIMS-D без применения методики ‘Segev’.
При этом для получения приемлемого результата вводился дополнительный
коэффициент блокировки для 240Pu, который подбирался из сравнения с более
точными расчетами по программе MCU, причем этот коэффициент был разным для
топлива с реакторным и оружейным плутонием.
Использование
программы
WIMS-D
накладывает
дополнительные
ограничения. Дело в том, что программа WIMS-D не может в одном расчете
27
корректно заблокировать резонансные сечения для резонансных изотопов топлива и
выгорающего поглотителя, если они находятся в разных пространственных зонах.
Для преодоления всех этих трудностей автор диссертации разработал специальную
поэтапную уточненную методику для подготовки групповых гомогенных сечений
ТВС, оставаясь в рамках ограничения использовать вышеперечисленные проектные
программы. Кроме этого, с использованием нодальных возможностей метода
поверхностных гармоник и комплекса программ SUHAM-W на предложенной
автором модельной задаче проведена проверка используемых в этой методике
приближений, а также изучены основные физические модели, применяемые для
подготовки гомогенных макросечений ТВС.
Описание поэтапной уточненной методики подготовки групповых сечений ТВС ГТМГР
Поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений ТВС ГТ-МГР
была разработана автором в 2001 году. В дальнейшем эта методика
совершенствовалась и модернизировалась, но основные этапы сохранились. Все
конкретные исследования и расчеты, представленные в диссертации, проведены для
плутониевого топлива и эрбиевого выгорающего поглотителя.
Предложенная методика состоит из следующих трех этапов или моделей.
Этап 1. Модель расчета выгорания топлива.
На этом этапе расчета в ТВС выделяется трехмерная гексагональная в плане
ячейка топливного компакта с шагом 1,9 см. В качестве модели этой ячейки
выбирается бесконечная по высоте кластерная ячейка топливного компакта с
эквивалентной в плане цилиндрической границей с N цилиндрическими топливными
стержнями, покрытыми четырехслойной оболочкой. Диаметр топливных стержней
выбирается из условия сохранения средней хорды в топливе. Затем этот диаметр
немного увеличивается, чтобы получить ближайшее целое число стержней при
условии сохранения объема топлива в топливном компакте. Четырехслойная
оболочка “намазывается” слой за слоем на топливные стержни также с условием
сохранения их объемов в топливном компакте. Построенная кластерная ячейка имеет
один центральный стержень и три кольца топливных стержней. Внешний радиус
топливного компакта равен R1=0,625 см. Внешняя зона кластерной ячейки
топливного компакта состоит из графита блока (ТВС) и его внешний радиус равен
R2=0,997571 см. Расширенная кластерная ячейка топливного компакта имеет две
дополнительные зоны (см. рисунок 20).
Первая дополнительная зона (R3) состоит из однородной смеси гелия,
выгорающего поглотителя и дополнительного графита ТВС, приходящихся на один
топливный компакт. Вторая дополнительная зона (R4) состоит из графита отражателя.
Транспортный расчет такой расширенной кластерной ячейки проводится с помощью
программы WIMS-D с использованием 43-группового приближения с максимально
возможным делением энергетической шкалы в окрестности резонанса 240Pu (~1эВ).
Эта расширенная кластерная ячейка топливного компакта используется для расчета
выгорания топлива, но не выгорания изотопов выгорающего поглотителя, хотя
изотопы выгорающего поглотителя тоже горят, но с резонансными сечениями,
соответствующими бесконечному разбавлению.
28
N стержней с 4слойной оболочкой
R3
Графит топливного
компакта
R2
R4
R1
Графит блока
Гомогенная смесь гелия,
выгорающего поглотителя
и дополнительного графита
блока
Графит внутреннего и
внешнего отражателя
Рисунок 20 – Расширенная кластерная ячейка топливного компакта
Этап 2. Модель расчета выгорания изотопов выгорающего поглотителя.
На этом этапе расчета строится модель суперячейки (рисунок 21) для расчета
выгорания изотопов выгорающего поглотителя. Ячейка компакта с выгорающим
поглотителем располагается в центре суперячейки. Компакт с выгорающим
поглотителем (R1) помещается в центре последней ячейки. В работе рассматривается
гомогенная модель компакта с выгорающим поглотителем, т.е. выгорающий
поглотитель и графит матрицы компакта гомогенно перемешаны внутри данного
компакта. При расчетах этот компакт делился на 4 подзоны. Внешняя зона (R2)
ячейки компакта с выгорающим поглотителем состоит из графита блока.
топливные стержни с
объединенной
оболочкой
Смесь гелия и
графита ТВС
Графит блока
Графит
отражателя
R1
R2
R4
R3
Рисунок 21 – Суперячейка для расчета выгорания изотопов выгорающего поглотителя
Затем рассчитывается число ячеек топливного компакта, ячеек с каналом для
гелия и количество дополнительного графита в ТВС, приходящихся на одну ячейку с
компактом выгорающего поглотителя. Все эти материалы располагаются в
следующей зоне суперячейки с внешним радиусом R3. Все топливные стержни с
объединенной оболочкой явно расположены в фоновом материале этой зоны,
состоящем из гомогенной смеси гелия и графита.
Последняя зона суперячейки с внешним радиусом R4 состоит из графита
отражателя. Транспортный расчет такой суперячейки проводится с помощью
программы WIMS-D с использованием 51-группового приближения с
29
дополнительным максимально возможным делением энергетической шкалы в
окрестности резонанса 167Er (~0,5 эВ).
Построенная таким образом суперячейка используется для расчета выгорания
изотопов выгорающего поглотителя, но не для выгорания топлива, хотя изотопы
топлива также выгорают, но с резонансными сечениями, соответствующими
бесконечному разбавлению.
Этап 3. Модель расчета групповых гомогенных сечений ТВС в фиксированных
точках по выгоранию
На этом этапе строится модель ТВС для ее расчета в отдельных
фиксированных точках по выгоранию. В начале, кластерная ячейка топливного
компакта заменяется цилиндрической ячейкой топливного компакта с центральным
топливным стержнем с объединенной оболочкой и топливным кольцом с
объединенной оболочкой, присоединенной к внутренней и внешней сторонам
топливного кольца. Расположение и толщина топливного кольца выбираются
отдельно для каждого значения выгорания из условия равенства k этих двух ячеек.
Изотопный состав топлива в цилиндрической ячейке берется одинаковым в
центральном топливном стержне и в топливном кольце и равным изотопному
составу, усредненному по всем топливным стержням кластерной ячейки топливного
компакта.
В расчетной модели ТВС выбранные цилиндрические топливные компакты
помещаются на место кластерных топливных компактов. Для каждого значения
выгорания резонансные сечения всех резонансных изотопов берутся извне:
– резонансные сечения изотопов, расположенных в топливе, берутся из расчета
расширенной кластерной ячейки топливного компакта (модель 1), усредненные по
всем топливным стержням;
– изотопный состав и резонансные сечения изотопов выгорающего поглотителя
берутся из расчета суперячейки (модель 2), усредненные по всем зонам выгорающего
поглотителя.
Транспортный расчет такой модели ТВС проводится по опции PIJ-PERSEUS
программы WIMS-D с использованием 51-группового приближения, и его результаты
используются для приготовления малогрупповых гомогенных сечений ТВС. Следует
отметить, что для корректного формирования спектра нейтронов в ТВС необходимо
учесть графит отражателя. Следует также отметить, что пространственная модель,
используемая на этом этапе, была в дальнейшем без потери точности упрощена и
приближена к модели, используемой на втором этапе.
Разработанная специальная расчетная методика с использованием программы
WIMS-D вместе с программой JAR в дальнейшем (с 2001 года по настоящее время)
использовалась в качестве проектной методики. При этом в этой методике
использовались следующие приближения: гомогенизация ТВС, 13-групповое
приближение на этапе крупно-сеточного расчета и использование 6
пространственных точек на ТВС при решении диффузионного уравнения. В
диссертации проведена проверка и обоснование этих и некоторых других
приближений.
Расчетное исследование двумерной модельной задачи
В качестве объекта исследования выбран двумерный сектор симметрии
реактора ГТ-МГР, представленный на рисунке 22 и состоящий из 2-х типов ТВС.
30
ТВС
Графитовый
блок
9 10
6 7 8
3 4 5
1 2
Рисунок 22 - Двумерный сектор симметрии ГТ-МГР (30)
ТВС первого типа – это стандартная ТВС ГТ-МГР без отверстия для
контрольного стержня и с компактами выгорающего поглотителя. ТВС второго типа
– это графитовая ТВС (графитовый блок) без отверстия для контрольного стержня.
Зазор между ТВС равен 0,25 см., а температура всех материалов равна 1200 K. Все
исследования проводились с плутониевым топливом и эрбиевым выгорающим
поглотителем.
51-групповые спектры нейтронов для расчета гомогенных сечений ТВС
Спектры нейтронов, с помощью которых 51-групповые сечения материалов
свертываются в групповые сечения с меньшим числом групп, должны учитывать
графит отражателя, расположенный вне активной зоны, а также значение k эфф
рассчитываемого объекта. Когда рассчитывается работающий реактор, kэфф=1. Для
рассматриваемой двумерной модельной задачи это не так.
Пусть Rc – внешний радиус дополнительного графитового слоя вокруг ТВС,
учитывающий графит отражателя. Для фиксированного значения Rc после расчета
расширенной ТВС по опции “ Pin-cell” программы WIMS-D получаем 51-групповые
сечения всех материалов.
Далее с использованием этих сечений по программе WIMS-D решаются следующие
три задачи:
1. 51-групповой расчет гетерогенной расширенной ТВС на k; результатом этого
расчета является 51-групповой спектр гомогенизированной ТВС (без внешнего
графита) – спектр № 1;
2. 51-групповой расчет бесконечной гомогенной среды с 51-групповыми
сечениями, полученными в задаче № 1 – расчет на k; результат – 51-групповой
спектр № 2;
3. 51-групповой расчет гомогенной среды с 51-групповыми сечениями,
полученными в задаче № 1, и критическим (kэфф=1) баклингом; результат – 51групповой спектр № 3.
Все три задачи дают разные 51-групповые спектры гомогенизированной ТВС.
Из анализа этих спектров сделаны следующие выводы:
 спектры нейтронов в задаче № 3 практически не зависят от толщины
дополнительного графитового слоя вокруг ТВС;
 нейтронные спектры в задачах № 2 и 3 близки друг к другу;
 спектр нейтронов № 1 сильно отличается от спектров № 2 и 3 и это отличие тем
значительней, чем больше толщина дополнительного графитового слоя вокруг
ТВС.
31
Учет графита отражателя
В общем случае значение внешнего радиуса Rc дополнительного слоя графита
вокруг ТВС будет разным для каждой ТВС. Выбор разных значений R c для каждой
ТВС довольно громоздкая и ненужная процедура из-за присутствия других не менее
серьезных расчетных приближений. Можно выбрать одно значение Rc для всех ТВС
активной зоны, которое даст некоторый усредненный спектр в активной зоне.
Предлагается следующий критерий для выбора значение Rc. Выбираются два,
наиболее близких расчета:
 первый расчет – это 51-групповой расчет на k гетерогенной ТВС с
дополнительным слоем графита;
 второй расчет – это 51-групповой расчет двумерного сектора симметрии ГТМГР, состоящего из двух типов ТВС и представленного на рисунке 22. 51-групповые
сечения гомогенизированной ТВС берутся из первого расчета.
51-групповые сечения графита – одинаковые в обоих расчетах.
Второй расчет проводится методом поверхностных гармоник с шестью пробными
матрицами на каждую ТВС, при этом при расчете пробных матриц ТВС
использовалась сетка с 331 пространственной точкой на каждую ТВС.
Обозначим k0(i) как отношение реакций деления и поглощения в ТВС в задаче
№ i (используется разный 51-групповой спектр гомогенизированной ТВС). Выбор
значения Rc проводится из условия равенства значений k0 в расчетах № 1 и 2.
Показано, что только k0(1) в задаче № 1 может быть равно k0 двумерного сектора
симметрии модельной задачи при определенном значении Rc, а именно, при Rc=22,4
см.
Пространственная дискретизация
51-групповые расчеты двумерной секции ГТ-МГР использовались для
изучения пространственной дискретизации. Были проведены три типа расчетов.
В расчете первого типа проводился диффузионный расчет с одной
пространственной точкой на ТВС с гомогенными сечениями. В расчетах второго и
третьего типа расчеты проводились методом поверхностных гармоник, при этом МПГ
использовался как нодальный метод решения диффузионного уравнения, и расчеты
проводились в два этапа. На первом этапе рассчитывались многогрупповые пробные
матрицы для всех типов ТВС. В расчете второго типа каждая ТВС разделялась на 7
шестиугольников, а в расчете третьего типа – на 331 шестиугольник. Все расчеты
использовали 51-групповые спектры из задачи № 1. Показано, что расчет с 7 точками
на ТВС дает достаточную для проектных расчетов точность расчета: отклонение в
kэфф не превышает 0,1 %, а отклонение в реакции деления не превышает 0,8 %.
Число энергетических групп
Для изучения влияния на результаты расчета числа используемых
энергетических групп в крупно-сеточном расчете проводились расчеты двумерной
секции ГТ-МГР с максимальной пространственной дискретизацией (331 точка на
ТВС) в 2-х, 13-ти и 51 группе. Показано, что расчет с двумя энергетическими
группами дает большие отклонения от 51-групповых расчетов: до 7 % в kэфф и до 17,5
% в реакции деления. В то же время, расчет с 13 энергетическими группами дает
достаточную для проектных расчетов точность расчета: до 0,4 % в kэфф и до 0,7 % в
реакции деления.
32
13-групповые расчеты с 7 точками на ТВС
До сих пор в качестве проектных расчетов использовались 13-групповые
расчеты по программе JAR с 6 точками (6 треугольников) на ТВС. 13-групповые
расчеты с 7 точками (7 шестиугольников) на ТВС, выполняемые методом ПГ по
комплексу SUHAM-W очень близки к проектным расчетам. Показано, что отличия
13-групповых расчетов с 7 точками на ТВС для такого объекта от 51 групповых
расчетов с 331 точками не превышают 0,3 % в kэфф и 1,5 % в скорости реакции
деления в ТВС. Эти значения являются оценкой методической составляющей
погрешности расчета с использованием разработанной проектной методики.
Расчет выгорания топлива
В работе изучено влияние графита отражателя и выгорающего поглотителя на
выгорание изотопов топлива. Использовались три расчетные модели. Конфигурация,
представленная на рисунке 20 использовалась в качестве основной модели. В модели
№ 1 ячейка ограничивалась внешним радиусом R3, при этом выгорающий
поглотитель не учитывался в третьей (от центра) зоне. Модель № 2 отличается от
модели № 1 добавлением четвертой зоны (внешний радиус R4), учитывающей графит
отражателя. Модель № 3 отличается от модели № 2 учетом выгорающего поглотителя
в третьей зоне.
В качестве демонстрации на рисунке 23 представлены кривые изменения
ядерных плотностей 240Pu в этих трех расчетных моделях выгорания. Видно, что учет,
как графита отражателя, так и выгорающего поглотителя существенно влияют на
изменение ядерных плотностей изотопов 240Pu и в процессе выгорания топлива.
Pu-240, 10 -24
0.0035
0.003
0.0025
0.002
0.0015
Ñóòêè
0
200
400
600
800
- á åç ó÷åòà âû ãî ðàþ ù åãî ï î ãë î òè òåë ÿ è ãðàô è òà î òðàæàòåë ÿ
- á åç ó÷åòà âû ãî ðàþ ù åãî ï î ãë î òè òåë ÿ è ñ ó÷åòî ì ãðàô è òà
î òðàæàòåë ÿ
 - ñ ó÷åòî ì âû ãî ðàþ ù åãî ï î ãë î òè òåë ÿ è ãðàô è òà î òðàæàòåë ÿ
Рисунок 23 - Изменения ядерной плотности 240Pu
Проведено применение разработанной поэтапной модели подготовки
групповых сечений ТВС ГТ-МГР для расчета критичности ячейки топливного
компакта (ЯТК) и ТВС ГТ-МГР с плутониевым топливом и эрбиевым выгорающим
поглотителем. Показано, что погрешность расчета критичности ЯТК с
использованием первой модели разработанной поэтапной методики не превышает 0,5
%, а погрешность расчета критичности ТВС ГТ-МГР на протяжении почти всей
кампании не превышает 1 %.
33
Таким образом, в четвертой главе описаны основные нейтронно-физические
модели, применяемые в предложенной автором поэтапной методике в качестве
проектных моделей на этапе расчетов ТВС ГТ-МГР, а именно:
 модель для расчета выгорания топлива;
 модель для расчета выгорания изотопов выгорающего поглотителя;
 модель для расчета ТВС при фиксированных значениях выгорания.
Все модели реализованы с использованием программы WIMS-D. На
предложенной модельной задаче изучены основные расчетные приближения.
Следующие основные выводы следуют из выполненного изучения:
 при выборе 51-группового спектра нейтронов в ТВС, используемого для
подготовки гомогенных сечений ТВС, необходимо учитывать графит
отражателя;
 при расчетах объекта такого типа как в предложенной модельной задаче
(отсутствие поглощающих стержней, одинаковая начальная изотопная
композиция для всех топливных компактов), 13-групповые расчеты с 6 точками
на ТВС, используемые в качестве проектных расчетов, имеют достаточную для
практики точность: отличие от 51-группового расчета с 331 точками на ТВС не
превышает 0,3 % в kэфф и 1,5 % в скорости реакции деления в ТВС;
 двухгрупповые расчеты, использованные в качестве проектных на раннем
этапе изучения, неприемлемы: ошибка в реакции деления достигает 20 %; в
случае большей гетерогенности как внутри ТВС (присутствие стержней
поглотителя, гетерогенное задание выгорающего поглотителя и др.), так и
внутри рассчитываемого объекта (разные ТВС) эти ошибки могут возрасти;
 учет, как графита отражателя, так и выгорающего поглотителя существенно
влияет на выгорание топливных изотопов.
Разработанная уточненная методика подготовки групповых гомогенных
сечений ТВС ГТ-МГР внедрена в практику расчетов ГТ-МГР и используется до
настоящего времени. Использование разработанной методики позволило снизить
погрешность расчета критичности ЯТК до 0,5 % и ТВС ГТ-МГР до 1 %.
В Приложении 5 к диссертации приведена копия акта о внедрении разработанной
поэтапной методики в ОКБМ (Нижний Новгород).
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Диссертация посвящена повышению точности, надежности и оперативности
предсказания нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов путем
разработки эффективных алгоритмов метода поверхностных гармоник, сочетающих в
себе достоинства прямых детерминистических методов по точности расчета и
инженерных методов по вычислительным затратам, их программной реализации,
верификации и применения для решения нейтронно-физических задач.
В диссертации по-новому изложены основные идеи метода поверхностных
гармоник. Представленное изложение, является, по мнению автора, более простым и
понятным.
В диссертации:
 Разработаны и программно реализованы алгоритмы решения двумерных
групповых конечно-разностных уравнений МПГ для реакторов с квадратной
решеткой с разным числом пробных матриц на каждую ячейку (от 3-х до 8-и).
34
 Разработаны и программно реализованы алгоритмы решения двумерных
групповых конечно-разностных уравнений МПГ для реакторов с треугольной
решеткой с разным числом пробных матриц на каждую ячейку (от 3-х до 6-и);
 Разработаны и программно реализованы алгоритмы метода поверхностных
гармоник для расчета пробных матриц в полиячейках реакторов с квадратной
решеткой и в ТВС реакторов с треугольной решеткой.
 Получены необходимые формулы МПГ для трехэтапного расчета двумерного
реактора с шестигранными ТВС, а также формулы расчета локальных нейтроннофизических функционалов.
 Получены: новые трехмерные конечно-разностные уравнения метода
поверхностных гармоник в наиболее общем виде; трехмерные уравнения с одной
неизвестной на одну ячейку и одну энергетическую группу; уравнения для конечных
по высоте систем.
 Описан разработанный автором комплекс программ SUHAM для решения
нейтронно-физических задач в ядерных реакторах, реализующий полученные и
существовавшие ранее конечно-разностные уравнения МПГ.
В комплексе SUHAM реализованы:
 – двумерные конечно-разностные уравнения для квадратной решетки с 3, 4,
7 и 8-ю пробными матрицами на каждую ячейку;
 – двумерные конечно-разностные уравнения для треугольной решетки с 3,
4, 5 и 6-ю пробными матрицами на каждую ячейку;
 – двумерные конечно-разностные уравнения для треугольной решетки для
трехэтапного расчета активной зоны реактора с шестигранными ТВС, а
также полученные формулы для расчета локальных нейтронно-физических
функционалов при трехэтапном расчете;
 – трехмерные конечно-разностные уравнения МПГ для конечных по высоте
систем и подготовка эффективных характеристик ячеек для этих уравнений;
 – трехмерные конечно-разностные уравнения МПГ с одной неизвестной на
одну ячейку и одну энергетическую группу и подготовка эффективных
поперечных и продольных характеристик ячеек для этих уравнений;
 На модельных сборках РБМК проведена численная демонстрация преимущества
МПГ в вычислительных затратах за счет уменьшения размерности решаемых задач
без потери точности расчета: вычислительные затраты уменьшались в 2,5 – 5 раз.
 На двумерном и трехмерном бенчмарках сборки PWR с заданными 7-групповыми
сечениями показано, что вычислительные затраты программы SUHAM в разы меньше
вычислительных затрат по программам, использующим такие детерминистические
методы, как метод характеристик, метод дискретных ординат и метод вероятностей
первых столкновений.
 На решетках типа PWR и ВВЭР проведена оценка эффекта гомогенизации ячеек.
Показано, что гомогенизация ячеек, до сих пор используемая в инженерных
программах, для этих решеток приводит к существенным погрешностям:
– эффект гомогенизации ячеек для решеток типа PWR достигает 0,5 % в kэфф,
7,4 % в локальном поглощении и 3,1 % в локальном энерговыделении;
– эффект гомогенизации ячеек для ТВС ВВЭР-1000 достигает 1 % в kэфф, 26 % в
локальном энерговыделении и 11,6 % в локальном поглощении.
 На решетках типа PWR, ВВЭР и РБМК исследовано влияние высших
пространственных гармоник на точность расчета как на уровне расчета ТВС и сборок
(мелкая сетка), так и на уровне расчета зоны (крупная сетка). Показано:
35
– при расчете ТВС ВВЭР и ТВС и сборок PWR (мелкая сетка) необходимо и, как
правило, достаточно использовать конечно-разностные уравнения МПГ с 3-я
пробными матрицами на каждую ячейку;
– при расчете зоны ВВЭР (крупная сетка) необходимо и, как правило, достаточно
использовать конечно-разностные уравнения МПГ с 6-ю пробными матрицами на
каждую ТВС;
– при расчете зоны PWR (крупная сетка) и РБМК необходимо и, как правило,
достаточно использовать конечно-разностные уравнения МПГ с 8-ю пробными
матрицами на каждую ТВС.
 Описана проведенная автором детальная верификация комплекса SUHAM на
большом числе бенчмарков:
– ТВС реактора PWR с MOX топливом;
– ТВС реактора ВВЭР-1000 с урановым и MOX топливом;
– двухэтапный и трехэтапный расчет модельных сборок РБМК;
– двумерный международный бенчмарк сборки PWR C5G7;
– бенчмарк-расчеты ТВС ВВЭР-1000 с урановым и MOX топливом;
– бенчмарки Мостеллера для ячеек PWR с различным топливом;
– двумерный бенчмарк-эксперимент на сборке VENUS-2 с урановым и MOX
топливом;
– трехмерный международный бенчмарк сборки PWR C5G7;
– расчеты выгорания топлива в ТВС ВВЭР-1000 с урановым и MOX топливом.
 Проведено применение комплекса SUHAM для исследования методической
составляющей неопределенности расчета весов стержней СУЗ в активной зоне
реактора БРЕСТ-ОД-300. Показано существенное значение гетерогенных эффектов
внутри ТВС и кластеров СУЗ для этих расчетов.
 Проведена верификация формул расчета локальных нейтронно-физических
функционалов при трехэтапном расчете двумерной зоны ВВЭР-1000.
 Разработана поэтапная уточненная методика подготовки групповых сечений ТВС
ГТ-МГР, с помощью комплекса SUHAM, проведено тестирование отдельных
приближений этой модели и ее обоснование. Разработанная модель внедрена в
практику расчетов ГТ-МГР в РНЦ КИ и ОКБМ. Использование разработанной
методики позволило снизить погрешность расчета критичности ЯТК до 0,5 % и ТВС
ГТ-МГР до 1 %.
Таким образом, в диссертации разработаны эффективные алгоритмы метода
поверхностных гармоник для решения уравнения переноса нейтронов в ядерных
реакторах, сочетающих в себе достоинства прямых детерминистических методов по
точности расчета и инженерных методов по вычислительным затратам, проведена их
программная реализация, верификация и применение для решения нейтроннофизических задач в ядерных реакторах разного типа. Разработана и внедрена
эффективная поэтапная методика подготовки групповых сечений ТВС ГТ-МГР.
Совокупность выполненных работ представляет собой решение крупной научной
проблемы по повышению точности, надежности и оперативности предсказания
нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов в обеспечение безопасности
АЭС с реакторами разного типа.
Основные результаты диссертации изложены в следующих работах:
1. Бояринов В.Ф., Лалетин Н. И. Двумерные уравнения метода поверхностных
гармоник для конечных и однородных по высоте решеток // Атомная Энергия,
1991, т. 70, вып. 6, с. 372-376.
36
2. Бояринов В.Ф. Трехмерные уравнения гетерогенного реактора в методе
поверхностных гармоник с одной неизвестной на ячейко-группу // Атомная
энергия, 1992, т.72, N3, c. 227 – 231.
3. Бояринов В.Ф. Применение метода поверхностных гармоник для решения
нейтронно-физических задач с гетерогенностью типа ячейка – ТВС – реактор //
Атомная энергия, 1997, т. 82, вып. 3, март, с. 163-170.
4. Кодочигов Н.Г., Сухарев Ю.П., Марова Е.В., Бояринов В.Ф. и др. Расчетноэкспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик активной
зоны ГТ-МГР // Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 1, с. 63-68.
5. Лалетин Н. И., Султанов Н.В., Бояринов В.Ф. Комплекс программ WIMS-SU //
ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1991, вып. 1 с. 26 – 33.
6. Бояринов В.Ф., Брызгалов В.И., Глушков Е.С. и др. Расчетные нейтроннофизические “benchmark”-исследования реактора типа ГТ-МГР // ВАНТ. Сер.
Физика ядерных реакторов, 2006, вып. 1, с. 110-120.
7. Бояринов В.Ф., Глушков Е.С., Гомин Е.А. и др. Расчетное моделирование
экспериментов на критическом стенде АСТРА по изучению физических
особенностей ВТГР с кольцевой активной зоной // ВАНТ. Сер. Физика ядерных
реакторов, 2006, вып. 1, с. 120-130.
8. Бояринов В.Ф., Невиница В.А. Восстановление локальных нейтронно-физических
функционалов в методе поверхностных гармоник // ВАНТ. Сер. Физика ядерных
реакторов, 2009, вып.2, с. 42-48.
9. Бояринов В.Ф. Комплекс программ SUHAM-2D для решения двумерных
нейтронно-физических задач в активной зоне ядерных реакторов // ВАНТ. Сер.
Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 2, с. 48-58.
10. Бояринов В.Ф. Верификация комплекса программ SUHAM-2D на бенчмаркрасчетах ТВС ВВЭР-1000 с урановым и MOX топливом // ВАНТ. Сер. Физика
ядерных реакторов, 2009, вып. 2, с. 59-74.
11. Бояринов В.Ф., Гарин В.П., Глушков Е.С. и др. Расчетно-экспериментальные
исследования на критическом стенде АСТРА по профилированию полей
энерговыделения в модульном ВТГР с кольцевой активной зоной // ВАНТ, Сер.
Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 2, с. 96-100.
12. Бояринов В.Ф., Невиница В.А. Применение комплекса программ SUHAM-2D для
расчета двумерного бенчмарк-эксперимента на сборке VENUS-2 с урановым и
MOX топливом // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3, с. 27-35.
13. Бояринов В.Ф. Верификация комплекса программ SUHAM-2D на расчетах
выгорания топлива в ТВС ВВЭР-1000 с урановым и MOX топливом // ВАНТ. Сер.
Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3, с. 36-44.
14. Бояринов В.Ф. Реализация трехмерных уравнений метода поверхностных
гармоник в комплексе программ SUHAM-3D // ВАНТ. Сер. Физика ядерных
реакторов, 2009, вып. 3, с. 44-56.
15. Бояринов В.Ф. Применение комплекса программ SUHAM для расчета бенчмарков
Мостеллера для ячеек PWR с различным топливом // ВАНТ. Сер. Физика ядерных
реакторов, 2009, вып. 3, с. 56-63.
16. Boyarinov V.F. Use of the Surface Harmonics Method for Calculation of 2D C5G7
MOX Benchmark // Progress in Nuclear Energy, 2004, Vol. 45, No 2-4, pp. 133–142.
17. V.F. Boiarinov. Application of the Surface Harmonic Method for the Solution of the
Neutron-Physical Problems with Double Heterogeneity of the ‘Cell – Fuel Assembly –
Reactor’ Type. Preprint IAE-6006/5, 1996.
37
18. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф., Полисмаков А.А. Комплекс
программ SUHAM-U, вариант SUHAM-U-VVER-01. Препринт ИАЭ-6341/5, 2004.
19. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Комплекс программ SUHAM-UVVER-01.Верификация на бенчмарк-расчетах кассет с урановым и MOX
топливом. Препринт ИАЭ-6361/5, 2005.
20. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Невиница В.А., Цибульский В.Ф.. Верификация
программного комплекса SUHAM-U на основе расчета двумерного benchmarkэксперимента на критической легководной сборке VENUS-2 с урановым и MOX
топливом. Препринт ИАЭ-6378/5, 2005.
21. Бояринов В.Ф. Комплекс программ SUHAM-U-VVER-01.1. Трехэтапный расчет
двумерного слоя реактора ВВЭР-1000 методом поверхностных гармоник.
Восстановление локальных нейтронно-физических функционалов. Препринт
ИАЭ-6410/5, 2006.
22. Бояринов В.Ф. Решение трехмерных уравнений метода поверхностных гармоник с
тремя поперечными и двумя продольными пробными матрицами в программном
комплексе программ SUHAM-3D. Препринт ИАЭ-6535/5, 2008.
23. Laletin N.I., Sultanov N.V., Boyarinov V.F. Surface Harmonics and Surface
Pseudosources Methods / Proceeding of International Conference PHYSOR-90,
Marseilles, France, April 23-27, 1990, v.2, p. XII-39.
24. Laletin N.I., Sultanov N.V., Boyarinov V.F., et al. WIMS-SU complex of codes and
SPEKTR code / Proceeding of International Conference PHYSOR-90, Marseilles,
France, April 23-27, 1990, vol.4, pp. PV-148.
25. Boyarinov V.F. Use of the Surface Harmonics Method for Calculation of 2D
Benchmark C5G7 MOX / Proceeding of International Conference PHYSOR-2002 “The
New Frontiers of Nuclear Technology: Reactor Physics, Safety and High-Performance
Computing”, Seoul, Korea, October 7-10, 2002, Session 8B.
26. Boyarinov V.F., Davidenko V.D., Nevinitsa V.A., Tsibulsky V.F. Application of
Surface-Harmonics Code SUHAM-U and Monte-Carlo Code UNK-MC for Calculations
of 2D Light Water Benchmark-Experiment VENUS-2 with UO2 and MOX Fuel /
Proceeding of International Conference PHYSOR-2006 “Advances in Nuclear Analysis
and Simulation”, Sept. 10-14, 2006, Vancouver, BC, Canada, on CD-ROM.
27. Boyarinov V.F., Davidenko V.D., Polismakov A.A., Tsibulsky V.F. Surface Harmonics
Method for Burnup Calculations of VVER-1000 Fuel Assemblies with Uranium and
MOX Fuel / Proceeding of International Conference PHYSOR-2006 “Advances in
Nuclear Analysis and Simulation”, Vancouver, BC, Canada, Sept. 10-14, 2006, on CDROM.
28. Boyarinov V.F., Glushkov E.S., Fomichenko P.A., et al. Computational Analysis of
Experimental Results on Spatial Distributions of Fission Reaction Rates in the Annular
Core of a Modular HTGR, Obtained at the ASTRA Critical Facility. Paper D044 /
Proceeding of International Conference PHYSOR-2006 “Advances in Nuclear Analysis
and Simulation”, Vancouver, BC, Canada, September 14-16, 2006, on CD-ROM.
29. Boyarinov V., Fomichenko P., Glushkov E., et al. Influence of Calculational
Approximations on Temperature Coefficient of Reactivity for a HTGR of the GT-MHR
Type / International Conference on the Physics of Reactor PHYSOR-2008 ”Nuclear
Power: A Sustainable Resource”, Interlaken, Switzerland, September 14-19, 2008,
Proceeding on CD-ROM.
30. V.F. Boiarinov. Application of the Surface Harmonic Method for the Solution of the
Neutron-Physical Problems with the Heterogeneity of the ‘Cell – Fuel Assembly –
38
Reactor’ Type / Proceeding of International Conference M&C99 “Joint International
Conference on Mathematical Methods and Supercomputing for Nuclear Applications”,
Saratoga Springs, New-York, USA, October 3-9, 1997, v.2, pp. 955-964.
31. Boyarinov V.F., Fomitchenko P.A. Use of the Surface Harmonics Method for
Evaluation of Homogenization Effect for PWR-Type Lattices with MOX Fuel /
Proceeding of International Conference M&C99 "Mathematics and Computation,
Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications", Madrid, Spain,
September, 1999, vol. 2, p. 1780.
32. Boyarinov V.F. Investigation of Some Models and Approximations Applied at
Calculation of GT-MHR Fuel Assemblies / Proceeding of International Conference
M&C2003, Gatlinburg, Tennessee, USA, April 6-11, 2003.
33. Boyarinov V.F., Davidenko V.D., Polismakov A.A., Tsibulsky V.F. New code system
SUHAM-U-VVER-01. Description and verification calculations of VVER-1000 fuel
assemblies with uranium and MOX fuel / International Topical Meeting on Mathematics
and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Biological Application, M&C2005, Palais des Papes, Avignon, France, Sept. 12-15, 2005, Proceeding on CD-ROM.
34. Boyarinov V.F., Davidenko V.D., Polismakov A.A. and Tsibulsky V.F. Generation of
Multigroup Cross-Sections from Microgroup Ones in Code System SUHAM-U Used
for VVER-1000 Reactor Core Calculations with MOX Loading / International Topical
Meeting on Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and
Biological Application, M&C-2005, Palais des Papes, Avignon, France, September 1215, 2005, Proceeding on CD-ROM.
35. V.F. Boyarinov, V.F. Tsibulsky, A.D. Klimov, et al. System Analysis of Nuclear Safety
of VVER Reactor with MOX Fuel / International Topical Meeting on Mathematics and
Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Biological Application, M&C2005, Palais des Papes, Avignon, France, September 12-15, 2005, Proceeding on CDROM.
36. Boyarinov V.F., Nevinitsa V.A. Reconstruction of the local neutron-physical functionals
in surface harmonics method / Joint International Topical Meeting on Mathematics &
Computation and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C + SNA 2007)
Monterey, California, April 15-19, 2007, Proceeding on CD-ROM.
37. Boyarinov V.F. and Sultanov N.V. Application of SUHAM-U code for calculation of
the computational benchmarks for the Doppler reactivity defect / Joint International
Topical Meeting on Mathematics & Computation and Supercomputing in Nuclear
Applications (M&C + SNA 2007). Monterey, California, April 15-19, 2007, Proceeding
on CD-ROM.
38. Boyarinov V.F. Realization of 3D equations of surface harmonics method in SUHAM3D code / International Conference on Mathematics, Computational Methods and
Reactor Physics, M&C-2009, Saratoga Springs, New York, May 3-7, 2009, Proceeding
on CD-ROM.
39. Boyarinov V.F. SUHAM-2.5 Code for Solving 2D Finite-Difference Equations of the
Surface Harmonics Method in Square and Triangular Lattices / Proceeding of Annual
Meeting on Nuclear Technology’99, Karlsruhe, Germany, May 18-20, 1999, pp. 23 –
26.
40. Boyarinov V.F., Fomichenko P.A. Use of the Surface Harmonics Method for Evaluation
of Homogenization Effect for VVER-Type Lattices with Uranium and MOX Fuel.
Proceeding of Annual Meeting on Nuclear Technology’2000, Bonn, Germany, May 2325, 2000, pp. 47-50.
39
41. Boyarinov V.F., Glushkov E.S., Davidenko V.D., et al. Development and calculation of
neutronic benchmark models for the GT-MHR type reactor cells / The 2nd International
Topical Meeting on HTR Technology, Beijing, INET, China, September 22-24, 2004,
on CD-ROM.
42. Бояринов В.Ф. Исследование различных способов организации итераций в методе
поверхностных гармоник, связанных с зависимостью сечений от Кэф / Материалы
IX семинара по проблемам физики реакторов. Москва, МИФИ, “Волга-95”, 4-8
сентября 1995, т.1, с.117-119.
43. Бояринов В.Ф., Ковалишин А.А. Учет сопряженной функции в методе
поверхностных гармоник с объемной невязкой / Материалы IX семинара по
проблемам физики реакторов. Москва, МИФИ, “Волга-95”, 4-8 сентября 1995, т.1,
с.120-122.
44. Бояринов В.Ф., Ельшин А.В. Метод сферических гармоник для расчета
антисимметричных пробных функций в ячейках ядерного реактора / Материалы
XII семинара по проблемам физики реакторов. Москва, МИФИ, “Волга-2002”, 2-6
сентября 2002, с. 207-209.
45. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Полисмаков А.А., Цибульский В.Ф.. Комплекс
программ SUHAM-R для расчета нейтронно-физических процессов в активной
зоне ядерных реакторов типа ВВЭР методом поверхностных гармоник. Вариант
SUHAM-R-2D-VVER-01 / Материалы XIII семинара по проблемам физики
реакторов. Москва, МИФИ, Волга-2004, 2-6 сентября 2004, с.193-195.
46. Бояринов В.Ф., Глушков Е.С., Зимин А.А., Компаниец Г.В., Невиница В.А. ,
Марова Е.В., Д.Н. Поляков, А.С. Пономарев, Сухарев Ю.П., Фомиченко П.А.
Профилирование полей энерговыделения в модульном высокотемпературном
газовом реакторе с кольцевой активной зоной / Материалы XV семинара по
проблемам физики реакторов «Актуальные проблемы физики ядерных реакторов
– эффективность, безопасность, нераспространение». Москва, МИФИ, Волга2008, 2-6 сентября 2008, с. 156-158.
47. Бояринов В.Ф., Фомиченко П.А. Использование метода поверхностных гармоник
для оценки эффекта гомогенизации элементарных ячеек при расчете ТВС реактора
ВВЭР-1000 с MOX топливом / Труды семинара “Алгоритмы и программы
нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-99”, Обнинск,
2000, с. 218-224.
48. В.Ф. Бояринов, В.Д. Давиденко, А.А.Полисмаков, В.Ф. Цибульский. Комплекс
программ SUHAM-U, вариант SUHAM-U-VVER-01 / Труды семинара
“Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов
Нейтроника-2004”, октябрь 26–29, г. Обнинск, 2004, на CD.
49. Бояринов В.Ф., Буколов С.Н., Климов А.Д. др. Расчетная оценка экспериментов
типа benchmark на критической сборке VENUS-2 / Труды семинара “Алгоритмы и
программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника2005”, ноябрь 8-10,2005, Обнинск, на CD.
50. Бояринов В.Ф., Глушков Е.С., Фомиченко П.А. и др. Комплексное расчетное
моделирование физических особенностей установившегося режима перегрузок
ВТГР блочного типа с кольцевой активной зоной / Труды семинара “Алгоритмы и
программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника2005”, ноябрь 8-10, 2005, г. Обнинск, на CD.
51. Бояринов В.Ф., Брызгалов В.И., Глушков Е.С. и др. Benchmark исследования
моделей реактора типа ГТ-МГР / Труды семинара “Алгоритмы и программы
40
нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2005”, ноябрь 810, 2005, г. Обнинск, на CD.
52. Бояринов В.Ф., Султанов Н.В. Применение программы SUHAM-U для расчетного
анализа бенчмарков для коэффициентов реактивности Доплера / Труды семинара
“Алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов
Нейтроника-2006”, 31 октября – 03 ноября, 2006, г. Обнинск, на CD.
53. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Полисмаков А.А., Цибульский В.Ф.
Верификационные расчеты по программе SUHAM-U ТВС реактора ВВЭР- 1000 с
урановым и MOX топливом / Труды семинара “Алгоритмы и программы
нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2006, 31 октября
– 03 ноября 2006, г. Обнинск, на CD.
54. Бояринов В.Ф., Давиденко В.Д., Полисмаков А.А., Цибульский В.Ф. Верификация
программы SUHAM-U на расчетах выгорания топлива в ТВС ВВЭР-1000 с
урановым и MOX топливом / Труды семинара “Алгоритмы и программы
нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника-2006, 31 октября
– 03 ноября. 2006, г. Обнинск, на CD.
55. Бояринов В.Ф., Глушков Е.С., Давиденко В.Д. и др. Анализ факторов,
определяющих
неопределенности
при
оценке
нейтронно-физических
характеристик реакторов типа ГТ-МГР / Труды семинара “Алгоритмы и
программы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Нейтроника2006”, 31 октября – 03 ноября 2006, г. Обнинск, на CD.
41