RU2315375C2 - Способ расчетного моделирования активной зоны ядерного реактора, способ расчета активной зоны ядерного реактора и модель активной зоны - Google Patents
Способ расчетного моделирования активной зоны ядерного реактора, способ расчета активной зоны ядерного реактора и модель активной зоны Download PDFInfo
- Publication number
- RU2315375C2 RU2315375C2 RU2005140571/06A RU2005140571A RU2315375C2 RU 2315375 C2 RU2315375 C2 RU 2315375C2 RU 2005140571/06 A RU2005140571/06 A RU 2005140571/06A RU 2005140571 A RU2005140571 A RU 2005140571A RU 2315375 C2 RU2315375 C2 RU 2315375C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- core
- subregion
- cells
- calculations
- stage
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/001—Computer implemented control
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/001—Computer implemented control
- G21D3/002—Core design; core simulations; core optimisation
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Management, Administration, Business Operations System, And Electronic Commerce (AREA)
Abstract
Изобретение относится к расчетному моделированию активной зоны ядерного реактора. Технический результат заключается в повышении точности результатов при расчетном моделировании активной зоны ядерного реактора, что обеспечивает повышение эффективности использования ядерного топлива при соблюдении достаточных резервов безопасности. В способе расчетного моделирования активной зоны ядерного реактора активную зону подразделяют на множество крупных ячей, при этом, по меньшей мере, одной крупной ячейке придают содержащую ее подобласть активной зоны. Эта подобласть включает упомянутую крупную ячейку и окружающую ее в горизонтальной плоскости буферную зону, содержащую, по меньшей мере, те крупные ячейки, которые непосредственно прилегают к указанной крупной ячейке. Эту подобласть подразделяют на множество мелких ячеек по величине меньших, чем крупные ячейки. На основе блока данных, соответствующего каждой крупной ячейке, на первом этапе вычислений узловым методом рассчитывают модель активной зоны. Затем на основе второго блока данных, соответствующего каждой мелкой ячейке подобласти, и с рассчитанными на первом этапе вычислений потоками по краю указанной подобласти на втором этапе вычислений узловым методом рассчитывают модель для этой подобласти. 3 н. и 6 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение касается способа расчетного моделирования активной зоны ядерного реактора.
Для экономичного расчета параметров активной зоны ядерного реактора при одновременном соблюдении достаточных резервов безопасности необходимо как можно более точно расчетным путем моделировать ее нейтронно-физические и термогидравлические свойства. Ввиду сложности происходящих в активной зоне процессов, а также неоднородности ее структурного строения закрытые решения уравнений, описывающих физические свойства активной зоны, невозможны, вследствие чего приходится прибегать к приближенным численным методам.
Известными способами расчетного моделирования реактора являются узловые (нодальные) вычислительные методы, основные принципы которых более подробно разъясняются, например, в [1] и [2]. При использовании таких методов вычислений активную зону разделяют на крупноячеистую решетку с множеством параллелепипеидальных ячеек (или боксов). Для многих случаев применения горизонтальная величина ячеек соответствует одному тепловыделяющему элементу (твэлу) или одной его четвертой части (крупная ячейка). Твэл изображают в таком случае в виде множества ячеек, расположенных друг над другом вертикально, то есть в направлении оси твэла. Таким образом, в горизонтальной плоскости образуется определенное количество ячеек, соответствующее количеству твэлов. При нейтронно-физическом моделировании ячейки называют также узлами, а при термогидравлическом моделировании - каналами. Каждая ячейка пространственно сопряжена с соседними ячейками по их граничным поверхностям через соответствующие интегральные (то есть усредненные по соответствующей граничной поверхности) потоки, например тепловой поток, нейтронный поток. Каждая ячейка характеризуется блоком данных, который в гомогенизированном представлении отражает ее средние свойства, например макроскопические узловые сечения ядерной реакции или коэффициенты гидравлического сопротивления. Этот блок данных рассчитывают выносными методами вычислений для модельно существующих в ячейках структурных условий (геометрическая структура, распределение ядерного топлива и замедлителя, возможно имеющиеся водопроводные или структурные трубы и так далее) в идеализированных краевых условиях (при нейтронно-физическом моделировании это, как правило, краевые условия симметрии, при которых соответствующий поток из ячейки является идентичным потоку, направленному в ячейку), причем указанный расчет производится посредством мелких ячеек, в частности по пин-элементам ("pin-by-pin", на уровне пин-элементов), то есть с ячейками, содержащими соответственно только один структурный элемент (топливный стержень, регулирующий стержень и т.п.) твэла, например для нейтроники с помощью спектрального кода.
Для получения в рамках крупноячеистого узлового вычислительного метода более точных данных о микроструктуре нейтронно-физических и термогидравлических условий в пределах одной крупной ячейки, то есть на уровне пин-элементов, необходимо крупноячеистые физические параметры состояния, соответственно рассчитанные для одной ячейки, например нейтронный поток, дополнительно модулировать функцией формы, которая является результатом вышеупомянутого идеализированного расчета ячейки по пин-элементам.
Для модулирования реактора нейтронно-физические и термогидравлические вычислительные методы (коды) сопряжены. Такое сопряжение осуществлено, например, для кипящего реактора в коде IQSBWR, подробно разъясняемом в [2]. Для реактора, охлаждаемого водой под давлением, из [3] известна сопряженная программная система PANBOX.
Стремление использовать ядерное топливо наиболее эффективно приводит к такой стратегии загрузки активной зоны, которая влечет за собой выраженное неоднородное осевое и радиальное распределение мощности. Кроме того, оптимизированный расчет топливных стержней или твэлов (например, осевые и радиальные ступени обогащения, неоднородности вследствие встроенных структурных элементов для улучшения перемешивания (в реакторах с водой под давлением и в кипящих реакторах), применение стержней неполной длины для предотвращения осушения в кипящих реакторах) дополнительно приводит к выраженной разнородности внутри твэлов. Для обеспечения наиболее эффективного использования ядерного топлива при соблюдении достаточных резервов безопасности к численным способам для устройств моделирования активной зоны предъявляются все более высокие требования. Упомянутые выше крупноячеистые узловые методы вычислений сталкиваются в этих условиях с пределами точности.
В принципе, возможно, производить мелкоячеистое моделирование, в частности по пин-элементам, для всей активной зоны. Такой способ для нейтронно-физического моделирования подробно разъяснен, например, в [4]. В этом способе крупноячеистые узловые методы вычислений переносят на уровень пин-элементов, то есть уменьшают ячейки до величины пин-элемента. При этом вычислительные алгоритмы в принципе могут оставаться неизменными и только число ячеек может увеличиваться.
Для типичного, применяемого в настоящее время на практике узлового моделирования реактора с водой под давлением, содержащего, например, 193 твэла, при котором активную зону разделяют в горизонтальной плоскости на 193*4 ячейки (4 ячейки на твэл) и для нейтроники устанавливают модель из двух энергетических групп, применяя при этом для электронно-физического моделирования 15 или для термогидравлического моделирования 40 осевых слоев, общее количество рассчитываемых ячеек составляет 2*4*15*193 (нейтроника) + 4*40*193 (термогидравлика) = 54*103.
При модулировании на основе пин-элементов дополнительно к увеличению количества пространственных ячеек в горизонтальной плоскости до 18*18 пин-элементов (= топливные или регулирующие стержни) на твэл требуется также увеличение количества осевых слоев как для нейтроники, так и для термогидравлики примерно до 100. Кроме того, с целью повышения точности необходимо также увеличить количество рассматриваемых энергетических групп. Если нейтроны подразделяются, например, на 15 энергетических групп, то общее количество рассчитываемых ячеек составляет приблизительно 15*324*10*193+324*100*193≈1*109. Это повышает величину задачи сопряженных нейтронно-физических и термогидравлических расчетов активной зоны на уровне пин-элементов более чем на три порядка по сравнению с практически применяемыми в настоящее время кодами. Ввиду связанного с этим большого объема вычислений известные в существующем уровне техники виды моделирования по пин-элементам являются непригодными для стандартной поддержки при расчете активной зоны.
В основу изобретения положена задача создания способа расчетного моделирования активной зоны ядерного реактора на основе пин-элементов, который при объеме вычислений, приемлемом для расчета активной зоны, позволяет получать достаточно точные результаты.
Указанная задача решается в соответствии с изобретением при помощи способа с признаками пункта 1 формулы изобретения. Согласно этим признакам активную зону сначала разделяют на множество крупных ячеек. По меньшей мере, одной крупной ячейке придают содержащую ее подобласть активной зоны, причем эта подобласть включает упомянутую крупную ячейку и окружающую ее в горизонтальной плоскости буферную зону, содержащую, по меньшей мере, те крупные ячейки, которые непосредственно прилегают к указанной крупной ячейке. Эту подобласть разделяют, в свою очередь, на множество мелких ячеек, которые мельче чем крупные ячейки. Затем на первом этапе вычислений на основе блока данных, который соответствует каждой крупной ячейке, узловым вычислительным методом рассчитывают модель активной зоны. После этого на втором этапе вычислений на основе второго блока данных, соответствующего каждой мелкой ячейке этой подобласти, и с рассчитанными на первом этапе потоками по краю указанной подобласти, узловым вычислительным методом рассчитывают модель для этой подобласти.
Иными словами: на первом этапе для всех крупных ячеек активной зоны на основе соответственно заданных для этих крупных ячеек блоков данных рассчитывают средние потоки для каждой боковой поверхности, как показано, например, в [5]. На втором этапе для подобласти активной зоны, перекрывающей выбранную крупную ячейку, с помощью заданных блоков данных, соответствующих мелким ячейкам, производят мелкоячеистые расчеты для каждой мелкой ячейки подобласти. При этом из средних потоков, вычисленных на первом этапе, задают внешние краевые условия подобласти. Иными словами: вместо мелкоячеистого рассмотрения всей активной зоны последнюю сначала моделируют посредством крупных ячеек. Это крупноячеистое моделирование предоставляет краевые условия (однопоточные условия) для выбранной подобласти активной зоны, моделируемой с этими краевыми условиями посредством мелких ячеек. Для моделирования всей активной зоны последняя расчленяется, таким образом, на расположенные внахлестку подобласти, перекрывающие рассматриваемую крупную ячейку, которая, например, геометрически образована твэлом. Эти подобласти можно моделировать независимо друг от друга посредством мелких ячеек, поскольку необходимые для их моделирования краевые условия и блоки данных известны.
Существенное преимущество способа, предложенного согласно изобретению, заключается в расчленении мелкоячеистого расчета всей активной зоны на соответствующее числу подобластей количество вычисляемых посредством мелких ячеек независимо друг от друга частных задач, которые могут быть обработаны параллельно друг другу, например компьютерной кластерной системой с параллельными процессорами, число которых соответствует указанному количеству. Другое преимущество такого принципа решения следует усматривать в том, что он ограничивается подобластями активной зоны, особенно критическими для точности решения, и позволяет дополнительно производить расчет с моделью более высокого разряда.
Под понятием "ячейка" в данной заявке понимается либо узел (для нейтронно-физического моделирования), либо канал (для термогидравлического моделирования). Замысел, лежащий в основе изобретения, применим как для нейтронно-физического моделирования, так и для термогидравлического моделирования.
В предпочтительном варианте осуществления способа буферная зона, которая окружает рассматриваемую крупную ячейку, состоит из непосредственно прилегающих к этой крупной ячейке и взаимодействующих с ней крупных ячеек. Иными словами: ширина окружающей рассматриваемую крупную ячейку буферной зоны соответствует ширине одной крупной ячейки. При этом изобретение исходит из того, что для мелкоячеистого моделирования активной зоны, предпочтительно происходящего на уровне пин-элементов, то есть с мелкими ячейками, каждая из которых определяется одним пин-элементом, достаточно подвергать мелкоячеистому, осуществляемому преимущественно по пин-элементам моделированию только те крупные ячейки, которые являются соседними с крупной ячейкой и находятся с ней во взаимодействии, поскольку степень взаимодействия между крупными ячейками уменьшается по мере увеличения взаимного расстояния между ними. Иными словами: далеко отстоящие друг от друга крупные ячейки воспринимают друг друга только в отношении их "усредненных" свойств. Тонкие структуры внутри крупной ячейки, определенные при расчете по пин-элементам, играют при рассмотрении далеко отстоящей от нее крупной ячейки лишь такую роль, которой можно пренебречь.
Когда крупная ячейка в горизонтальной плоскости поперечного сечения образована полным твэлом, то (если принять во внимание только непосредственно прилегающие крупные ячейки) предпочтительная подобласть представляет собой тепловыделяющую сборку 3×3. В реакторах, охлаждаемых водой под давлением, подобласть включает в таком случае как для нейтроники, так и для термогидравлики девять крупных ячеек (узлов или каналов).
В кипящих реакторах ситуация иная, поскольку в них твэлы содержат кожух, вследствие чего термогидравлическое взаимодействие между горизонтальными крупными ячейками, которые в этом случае обозначаются как каналы, ограничено ячейками или каналами, расположенными внутри твэла. Это позволяет разделить термогидравлическую 3×3 - задачу на 9 независимых частных задач.
На основе разъясненного ранее численного примера при таком образе действий объем вычислений при расчете по пин-элементам "pin-by-pin" возрастает в девять раз с 1*108 до (1+15)*324*100*193*9≈9*108. Однако этот рост компенсируется за счет возможного теперь расчленения общей задачи на 193 независимых, параллельно вычисляемых частных задач, величина которых, соответственно отнесенная к охватывающему всю активную зону исходному принципу расчета по пин-элементам, уменьшается в двадцать раз и тем самым во многих отношениях проще контролируется. Сокращается, кроме того, даже общий объем вычислений всех частных задач по сравнению с объемом вычислений общей задачи, если объем вычислений применяемого алгоритма решения возрастает с величиной задачи примерно более чем квадратично.
При применении крупноячеистого узлового способа, в котором твэл реакторов, охлаждаемых водой под давлением, в горизонтальной плоскости делится как для нейтроники, так и для термогидравлики на четыре крупных ячейки (узлы или каналы), рассматриваемая подобласть включает в горизонтальном слое 16 крупных ячеек (узлов или каналов), четыре из которых образуют рассматриваемый твэл, окруженный буферной зоной с 12 крупными ячейками (узлами или каналами), ширина которых соответствует половине ширины твэла.
В особенно предпочтительном усовершенствованном варианте способа второй этап вычислений проводится вместе с первым этапом вычислений неоднократно, причем для каждого нового проведения второго этапа вычислений используются рассчитанные для соответствующих подобластей на предыдущем первом этапе вычислений потоки по краю данной подобласти, в то время как для последующего первого этапа вычислений определяются узловые блоки данных из второго этапа вычислений. Благодаря этому повышается, с одной стороны, точность выявленной узловой модели активной зоны, а, с другой стороны, сходимость итеративных решений дополнительно служит признаком надежности способа.
Ниже изобретение поясняется с помощью чертежей, на которых
фиг.1 показывает фрагмент активной зоны, в котором один узел образует горизонтальный слой всего твэла;
фиг.2 - фрагмент активной зоны, в котором горизонтальный слой всего твэла образован четырьмя узлами.
Согласно фиг.1 активная зона 1 ядерного реактора разделена для моделирования в соответствии с изобретением на множество крупных ячеек 2 (узлов или каналов), каждая из которых в примере выполнения образована простирающимся в осевом направлении (перпендикулярно плоскости чертежа) участком (слоем) всего твэла 4, при этом в примере осуществления предусмотрено 100 таких участков. На основе такого разделения, охватывающего всю активную зону, определяются необходимые для характеристики физических свойств активной зоны 1 параметры, например узловым мультигрупповым методом для нейтронно-физического моделирования, например методом NEM (/1/). В представленном примере выполнения, пригодном, в частности, для моделирования реактора, охлаждаемого водой под давлением, крупные ячейки 2 (каналы), применяемые для термогидравлического расчета, совпадают с крупными ячейками 2 (узлами), применяемыми для нейтронно-физического расчета. Более того, крупные ячейки 2 для нейтронно-физического и термогидравлического расчета могут иметь также и различное разделение. Так для кипящего реактора целесообразно для термогидравлического изображения твэла применять в горизонтальном слое 3 каналы.
Каждая крупная ячейка 2 содержит множество мелких ячеек 6, которые предпочтительно представляют собой пин-элементы, то есть элементы внутри твэла, например топливные стержни, регулирующие стержни, трубы для отвода регулирующих стержней, водопроводные трубы и так далее, которые физически рационально объединить в субблок.
Каждой крупной 2 ячейке придают содержащую ее подобласть 8 активной зоны 1, причем эта подобласть 8 включает упомянутую крупную ячейку 2 и окружающую ее в горизонтальной плоскости буферную зону 10, содержащую, по меньшей мере, те крупные ячейки 2, которые непосредственно прилегают к этой крупной ячейке 2. Указанная буферная зона 10 в примере выполнения образована ячейками, непосредственно прилегающими к внутренней ячейке 2, и соответствует, таким образом, ширине твэла.
Вышеназванная подобласть 8 поделена на части множеством мелких ячеек 2. Таким образом, образуется определенное, соответствующее числу крупных ячеек 2 количество подобластей 8, которые расположены внахлестку. Иными словами: активная зона 1 делится на определенное количество расположенных внахлестку подобластей 8, соответствующее числу твэлов 4.
Как разъяснялось ранее, каждой крупной ячейке 2 придан блок данных, на основе которого на первом этапе вычислений производится крупноячеистый нейтронно-физический и термогидравлический расчет всей активной зоны 1 одним из вышеуказанных узловых методов, например для активной зоны реактора, охлаждаемого водой под давлением, с использованием кодов, известных под фирменным названием "PANBOX" с "COBRA" или для активной зоны кипящего реактора с использованием кодов "MIKROBURN-B2" с "COBRA", при этом в принципе может быть применен любой квалифицированный узловой метод расчета.
Вслед за этим на втором этапе вычислений на основе второго блока данных, соответствующего каждой мелкой ячейке 6 подобласти 8, и с рассчитанными на первом этапе вычислений интегральными, то есть отнесенными ко всей крупной ячейке 2 средними потоками J по краю указанной подобласти 8, узловым методом вычислений рассчитывают модель для этой подобласти 8. При этом отнесенные ко всей крупной ячейке 2 интегральные потоки J с заданной функцией формы, учитывающей конкретные условия соответствующей крупной ячейки 2, могут быть, например, разделены по отдельным мелким ячейкам 6 (пин-элементам).
Производимый на втором этапе вычислений мелкоячеистый расчет, в частности расчет по пин-элементам, приводит к точному решению для находящейся в середине подобласти 8 крупной ячейки 2 - в примере участок твэла. Буферная зона 10, образованная вокруг твэла или внутренней крупной ячейки, служит при этом для фильтрации локальных краевых условий, которые в результате крупноячеистого узлового моделирования корректны лишь приблизительно.
Подобное разделение активной зоны 1 на подобласти 8 проводится также в отношении нейтронно-физического моделирования активной зоны кипящего реактора. Однако в отличие от этого при термогидравлическом расчете посредством мелких ячеек или по пин-элементам горизонтальная буферная зона из-за отсутствия потоков массы (отсутствие поперечного обмена воды или пара) между соседними твэлами не требуется.
Надежное решение достигается в том случае, когда локальные решения на мелкоячеистом уровне и глобальное решение на крупноячеистом уровне при итерации между крупной и мелкой ячейкой сходятся.
В примере выполнения согласно фиг.2 при более точном крупноячеистом узловом моделировании реактора, охлаждаемого водой под давлением, твэл 4 разделяют для нейтроники и термогидравлики на четыре крупных ячейки 2 (узлы или каналы).
Подобласть 8 в этом примере выполнения также включает только те крупные ячейки 2, которые непосредственно прилегают к твэлу 4, находящемуся в середине, так что ширина буферной зоны 10 соответствует половине ширины твэла.
При более точном крупноячеистом узловом моделировании кипящего реактора для нейтроники, как правило, сохраняется разделение: крупная ячейка (узел) на каждый твэл. Для термогидравлики каждый твэл разделяется на три крупных ячейки (каналы), при этом горизонтальная буферная зона также не требуется.
Источники информации
[1] X.Финнеман и др., Interface current techniques for multidimensional reactor calculations, Атомкернэнерги, том 30, 1977, стр.123-128.
[2] X.Финнеман, В.Гундлах, Space-tine kinetics code IQSBOX for PWR and BWR, Атомкернэнерги-Кернэнерги, том 37, 1981.
[3] Р.Беэр и др.. The code system PANBOX for PWR safety analysis, Кернтехник 57, 1992, 1 1.
[4] М.Татсуми, А.Ямамото, SCOPE 2: OBJECT-ORIENTED PARALLEL CODE FOR MULTI-GROUP DIFFUSION/TRANSPORT CALCULATIONS IN THREE-DIMENSIONAL FINE-MEHS REACTOR CORE GEOMETRY, PHYSOR 2002, Сеул, Корея, Октябрь 7-10, 2002.
[5] М.Р.Вагнер, К.Кебке, Х.-И.Винтер, A nonlinear Extension of the Nodal Expansion Method, Proc. ANS/ENS Intl. Topical Mtg., Мюнхен, ФРГ, 2, стр.43, апрель 1981.
Claims (9)
1. Способ расчетного моделирования активной зоны (1) ядерного реактора, включающий следующие этапы процесса:
а) активную зону (1) подразделяют на множество крупных ячеек (2);
б) по меньшей мере, одной крупной ячейке (2) придают содержащую ее подобласть (8) активной зоны, причем эта подобласть (8) включает упомянутую крупную ячейку (2) и окружающую ее в горизонтальной области буферную зону (10), которая содержит, по меньшей мере, те крупные ячейки (2), которые непосредственно прилегают к указанной крупной ячейке (2);
в) подобласть (8) подразделяют на множество мелких ячеек (6) по величине меньших, чем крупные ячейки (2);
г) на основе блока данных, соответствующего каждой крупной ячейке (2), на первом этапе вычислений узловым вычислительным методом рассчитывают модель активной зоны (1);
д) на основе второго блока данных, соответствующего каждой мелкой ячейке (6) подобласти (8), и с рассчитанными на первом этапе вычислений потоками (J) по краю указанной подобласти (8), на втором этапе вычислений узловым вычислительным методом рассчитывают модель для этой подобласти (8).
2. Способ по п.1, характеризующийся тем, что второй этап вычислений проводится для всех крупных ячеек (2).
3. Способ по п.1 или 2, характеризующийся тем, что буферная зона (10) вокруг рассматриваемой крупной ячейки (2) состоит из непосредственно прилегающих к этой крупной ячейке (2) и взаимодействующих с ней крупных ячеек (2).
4. Способ по п.1 или 2, характеризующийся тем, что мелкие ячейки (2) образованы пин-элементами.
5. Способ по п.1 или 2. характеризующийся тем, что крупная ячейка (2) в горизонтальной плоскости поперечного сечения образована полным твэлом (4).
6. Способ по п.1 или 2, характеризующийся тем, что в горизонтальной плоскости поперечного сечения предусмотрено четыре крупных ячейки (2) на один твэл (4).
7. Способ по п.2, характеризующийся тем, что второй этап вычислений проводится вместе с первым этапом вычислений неоднократно, причем для каждого нового проведения второго этапа вычислений используются рассчитанные для соответствующих подобластей (10) на предыдущем первом этапе вычислений потоки (J) по краю данной подобласти (10).
8. Способ расчета активной зоны (1) ядерного реактора, в котором применяется способ по одному из предыдущих пунктов формулы.
9. Модель активной зоны с включенной в нее вычислительной программой для осуществления способа по одному из пп.1-6 формулы.
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE10328920A DE10328920A1 (de) | 2003-06-26 | 2003-06-26 | Verfahren zum rechnerischen Modellieren des Kerns eines Kernreaktors |
DE10328920.8 | 2003-06-26 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2005140571A RU2005140571A (ru) | 2007-06-27 |
RU2315375C2 true RU2315375C2 (ru) | 2008-01-20 |
Family
ID=33521071
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2005140571/06A RU2315375C2 (ru) | 2003-06-26 | 2004-06-26 | Способ расчетного моделирования активной зоны ядерного реактора, способ расчета активной зоны ядерного реактора и модель активной зоны |
Country Status (11)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US7428479B2 (ru) |
EP (1) | EP1606825B1 (ru) |
JP (1) | JP4445505B2 (ru) |
KR (1) | KR100763723B1 (ru) |
AT (1) | ATE380382T1 (ru) |
DE (2) | DE10328920A1 (ru) |
ES (1) | ES2297456T3 (ru) |
RU (1) | RU2315375C2 (ru) |
TW (1) | TWI283819B (ru) |
WO (1) | WO2004114321A2 (ru) |
ZA (1) | ZA200506933B (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2530710C2 (ru) * | 2012-12-14 | 2014-10-10 | Открытое акционерное общество "558 Авиационный ремонтный завод" (ОАО "558 АРЗ") | Способ математического и компьютерного моделирования |
Families Citing this family (36)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8873698B2 (en) * | 2002-12-18 | 2014-10-28 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Computer-implemented method and system for designing a nuclear reactor core which satisfies licensing criteria |
JP4813876B2 (ja) * | 2005-11-25 | 2011-11-09 | 三菱重工業株式会社 | 炉心設計支援装置及びプログラム |
JP2007278991A (ja) * | 2006-04-11 | 2007-10-25 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 並列計算向けの3次元メッシュ体系の管理方法 |
US8548789B2 (en) * | 2008-02-11 | 2013-10-01 | Westinghouse Electric Company Llc | Methodology for modeling the fuel rod power distribution within a nuclear reactor core |
BRPI0908354A2 (pt) * | 2008-02-11 | 2019-09-24 | Westinghouse Electric Co Llc | método de modelagem de uma vareta de combustível axial e radial pela distribuiação de energia de vareta de combustível de um conjunto de combustível nuclear |
EP2091049B1 (en) * | 2008-02-18 | 2012-08-15 | Areva NP | A computer implemented method for modelizing a nuclear-reactor core and a corresponding computer program product |
EP2287853B1 (en) * | 2009-08-18 | 2012-10-03 | Areva NP | A computer implemented method for modelling a nuclear reactor core and a corresponding computer program product |
EP2287854B1 (en) * | 2009-08-18 | 2012-10-03 | Areva NP | A computer implemented method for modelling a nuclear reactor core and a corresponding computer program product |
EP2287852A1 (en) * | 2009-08-18 | 2011-02-23 | Areva NP | A computer implemented method for modelling a nuclear reactor core and a corresponding computer program product |
EP2287855B1 (en) * | 2009-08-18 | 2012-10-03 | Areva NP | A computer implemented method for modelling a nuclear reactor core and a corresponding computer program product |
US9502145B2 (en) * | 2009-09-23 | 2016-11-22 | Terrapower, Llc | Nuclear reactor operation and simulation |
US9378853B2 (en) | 2010-10-21 | 2016-06-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor |
US9424376B2 (en) | 2011-11-18 | 2016-08-23 | Terrapower, Llc | Enhanced neutronics systems |
US10446282B2 (en) | 2011-12-23 | 2019-10-15 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Methods, systems, and computer program products for generating fast neutron spectra |
US9620250B2 (en) | 2012-02-02 | 2017-04-11 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Spacer grid |
US9805832B2 (en) | 2012-02-27 | 2017-10-31 | Bwxt Mpower, Inc. | Control rod drive mechanism (CRDM) mounting system for pressurized water reactors |
US9911512B2 (en) | 2012-02-27 | 2018-03-06 | Bwxt Mpower, Inc. | CRDM internal electrical connector |
US9959944B2 (en) | 2012-04-12 | 2018-05-01 | Bwxt Mpower, Inc. | Self-supporting radial neutron reflector |
US10102933B2 (en) | 2012-04-13 | 2018-10-16 | Bwxt Mpower, Inc. | Control rod assembly impact limiter |
US10124472B2 (en) | 2012-04-16 | 2018-11-13 | Bwxt Mpower, Inc. | Lower end fitting locknut for nuclear fuel assembly |
US9666313B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-05-30 | Bwxt Mpower, Inc. | Small modular reactor refueling sequence |
US9620253B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-04-11 | Bwxt Mpower, Inc. | Riser cone apparatus to provide compliance between reactor components and minimize reactor coolant bypass flow |
US9881701B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-01-30 | Bwxt Mpower, Inc. | Spacer grids with springs having improved robustness |
US9767930B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-09-19 | Bwxt Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate |
US9530526B2 (en) | 2012-04-17 | 2016-12-27 | Bwxt Mpower, Inc. | Riser transition element for compact nuclear reactor |
CN104246903A (zh) | 2012-04-17 | 2014-12-24 | 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 | 小型模块化反应堆燃料组件 |
US9378852B2 (en) | 2012-04-17 | 2016-06-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Spacer grids for nuclear reactor |
US9922731B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-03-20 | Bwxt Mpower, Inc. | Resistance welding of an end cap for nuclear fuel rods |
WO2013158498A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate |
WO2013165669A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-11-07 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor |
US11289209B2 (en) | 2012-04-17 | 2022-03-29 | Bwxt Mpower, Inc. | Lower end fitting locating pins |
US10593436B2 (en) | 2013-11-21 | 2020-03-17 | Terrapower, Llc | Method and system for generating a nuclear reactor core loading distribution |
JP6522368B2 (ja) * | 2015-02-25 | 2019-05-29 | 三菱重工業株式会社 | 核定数算出プログラム及び解析装置 |
CN107221363B (zh) * | 2017-05-25 | 2019-03-12 | 中国核动力研究设计院 | 检测压水反应堆控制棒驱动机构性能的系统及其试验装置 |
CN109299494B (zh) * | 2018-07-24 | 2022-04-12 | 哈尔滨工程大学 | 一种反应堆堆芯热工水力多尺度耦合计算的数据重构方法 |
CN113076682B (zh) * | 2021-04-19 | 2022-08-05 | 西安交通大学 | 一种基于多物理场框架的堆芯物理-热工耦合模拟方法 |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP3224810B2 (ja) * | 1990-10-04 | 2001-11-05 | 株式会社東芝 | 燃料集合体の限界出力比計算装置 |
JP3253450B2 (ja) * | 1994-06-21 | 2002-02-04 | 株式会社東芝 | 炉心性能推定装置および炉心性能推定方法 |
JPH10239480A (ja) | 1997-02-24 | 1998-09-11 | Toshiba Corp | 炉心性能計算方法および装置 |
JP2001133581A (ja) * | 1999-11-02 | 2001-05-18 | Hitachi Ltd | 炉心性能計算方法及び装置 |
JP3508021B2 (ja) * | 2001-08-29 | 2004-03-22 | 株式会社原子力エンジニアリング | 原子炉の炉心計算方法 |
DE10239480A1 (de) | 2002-08-28 | 2004-03-04 | Bayer Cropscience Ag | Tetrahydropyridazin-Derivate |
-
2003
- 2003-06-26 DE DE10328920A patent/DE10328920A1/de not_active Withdrawn
-
2004
- 2004-06-25 TW TW093118707A patent/TWI283819B/zh not_active IP Right Cessation
- 2004-06-26 ES ES04763032T patent/ES2297456T3/es not_active Expired - Lifetime
- 2004-06-26 JP JP2006516072A patent/JP4445505B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2004-06-26 DE DE502004005651T patent/DE502004005651D1/de not_active Expired - Lifetime
- 2004-06-26 RU RU2005140571/06A patent/RU2315375C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2004-06-26 EP EP04763032A patent/EP1606825B1/de not_active Expired - Lifetime
- 2004-06-26 AT AT04763032T patent/ATE380382T1/de not_active IP Right Cessation
- 2004-06-26 KR KR1020057024688A patent/KR100763723B1/ko active IP Right Grant
- 2004-06-26 WO PCT/EP2004/006955 patent/WO2004114321A2/de active IP Right Grant
-
2005
- 2005-08-30 ZA ZA200506933A patent/ZA200506933B/en unknown
- 2005-12-27 US US11/319,000 patent/US7428479B2/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2530710C2 (ru) * | 2012-12-14 | 2014-10-10 | Открытое акционерное общество "558 Авиационный ремонтный завод" (ОАО "558 АРЗ") | Способ математического и компьютерного моделирования |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR100763723B1 (ko) | 2007-10-04 |
ATE380382T1 (de) | 2007-12-15 |
WO2004114321A2 (de) | 2004-12-29 |
US7428479B2 (en) | 2008-09-23 |
RU2005140571A (ru) | 2007-06-27 |
KR20060015760A (ko) | 2006-02-20 |
TW200506666A (en) | 2005-02-16 |
WO2004114321A3 (de) | 2005-08-11 |
TWI283819B (en) | 2007-07-11 |
JP4445505B2 (ja) | 2010-04-07 |
US20060184286A1 (en) | 2006-08-17 |
ZA200506933B (en) | 2006-05-31 |
JP2009513928A (ja) | 2009-04-02 |
DE10328920A1 (de) | 2005-01-20 |
EP1606825A2 (de) | 2005-12-21 |
EP1606825B1 (de) | 2007-12-05 |
ES2297456T3 (es) | 2008-05-01 |
DE502004005651D1 (de) | 2008-01-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2315375C2 (ru) | Способ расчетного моделирования активной зоны ядерного реактора, способ расчета активной зоны ядерного реактора и модель активной зоны | |
Vidal et al. | APOLLO3 homogenization techniques for transport core calculations—application to the ASTRID CFV core | |
Wu | Development and application of virtual nuclear power plant in digital society environment | |
CN110826178B (zh) | 一种基于精细流场重构的反应堆堆芯组件流域快速cfd计算方法 | |
JP2011040077A (ja) | 原子炉炉心をモデル化する方法及び対応するコンピュータプログラム製品 | |
Gerschenfeld et al. | Development and validation of multi-scale thermal-hydraulics calculation schemes for SFR applications at CEA | |
Qi et al. | An open time-series simulated dataset covering various accidents for nuclear power plants | |
Wang et al. | The scaling technology in nuclear reactor thermal hydraulic | |
Kang et al. | Two-level time-dependent GET based CMFD acceleration for 3D whole core transient transport simulation using 2D/1D method | |
Chow et al. | SHETAN-a three dimensional transport code for reactor analysis | |
Miao et al. | Intelligent mesh refinement based on U-NET for high-fidelity CFD simulation in numerical reactor | |
Dominguez et al. | Advances of the AC-DC code, a coupled computational tool to perform thermalhydraulic modeling of fuel bundles with annular fuel elements | |
Hancox et al. | Analysis of transient flow boiling: Application of the method of characteristics | |
Hursin et al. | Synergism of the method of characteristic, R-functions and diffusion solution for accurate representation of 3D neutron interactions in research reactors using the AGENT code system | |
Zhou et al. | Automatic modeling of PWR-core in the two-step reactor-core physics analysis code NECP-Bamboo | |
Gerschenfeld | Towards more efficient implementations of multiscale thermal-hydraulics | |
Lee et al. | A Hybrid Nodal Diffusion/SP 3 Method Using One-Node Coarse-Mesh Finite Difference Formulation | |
Poursalehi et al. | Three-dimensional high order nodal code, ACNECH, for the neutronic modeling of hexagonal-z geometry | |
Izacard et al. | Gingred, a general grid generator for 2D edge plasma modeling | |
JP2011040076A (ja) | 原子炉炉心をモデル化する方法及び対応するコンピュータプログラム製品 | |
Moore | Higher order generalized perturbation theory for BWR in-core nuclear fuel management optimization | |
Calleja et al. | Implementation of hybrid simulation schemes in COBAYA3/SUBCHANFLOW coupled codes for the efficient direct prediction of local safety parameters | |
NOVAK et al. | CARDINAL | |
Pointer et al. | Eulerian two-phase computational fluid dynamics for boiling water reactor core analysis | |
Zajaczkowski | Fast reactor design with enhanced Doppler Effect: Core design, computer scheme design, uncertainty evaluation |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PD4A | Correction of name of patent owner | ||
PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20200204 |
|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20200627 |