Введение

Настоящая курсовая работа посвящена анализу и расчету нейтронно-физических параметров водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР). Данный тип установок, относящийся к классу реакторов под давлением (PWR), является наиболее востребованным в современной атомной энергетике и составляет около 70% мирового реакторного парка.

Ключевым компонентом любой АЭС является ядерный реактор — установка, предназначенная для осуществления управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления ядерного топлива под воздействием нейтронов. Центральная часть реактора — активная зона (АЗ). В рамках данной работы рассматривается гетерогенная структура АЗ, включающая тепловыделяющие сборки (ТВС), теплоноситель и замедлитель.

Основная сложность нейтронно-физического расчета (НФР) заключается в необходимости комплексного учета множества взаимосвязанных факторов, определяющих состояние активной зоны. Поскольку данная работа является учебной и выполняется в рамках курса «Кинетика ядерных реакторов», основной целью является освоение базовой методологии, выявление ключевых физических зависимостей и их последующий анализ. В связи с этим используется упрощенная математическая модель, основанная на ряде допущений, что отличает её от полномасштабных инженерных расчетов, применяемых в атомной отрасли.

Основные допущения при расчете АЗ:

• Активная зона рассматривается как однородная среда, окруженная отражателем, без учета влияния органов системы управления и защиты (СУЗ) на размножающие свойства в базовом расчете.

• Реактор представляется в виде правильной решетки повторяющихся топливных ячеек. Предполагается, что свойства среды идентичны в любой части решетки, что позволяет свести расчет всей зоны к анализу одной элементарной ячейки.

• Реальная сложная структура ячейки заменяется эквивалентной двухзонной моделью, состоящей из топлива и усредненной смеси конструкционных материалов, газа и замедлителя.

• Применяется одногрупповая модель, в которой все нейтроны считаются моноэнергетическими, а микроконстанты усредняются по энергетическому спектру Максвелла.

Допущения при оценке эффективности органов СУЗ:

• Материал поглощающих стержней принимается «абсолютно черным» для тепловых нейтронов.

• Эффект интерференции (взаимного влияния) стержней не учитывается.

• Многостержневой кластер рассматривается как единый центральный стержень.

• Технологические зазоры между направляющими трубками и стержнями игнорируются.

Фундаментальная проблема НФР заключается в обеспечении точного баланса между генерацией нейтронов при делении и их поглощением или утечкой из системы. В реальных условиях эксплуатации ВВЭР этот баланс является динамическим. На него влияют процессы выгорания изотопов, температурные обратные связи и перемещение органов СУЗ. Проблема состоит в поиске разумного компромисса между точностью описания физических процессов и вычислительными затратами. В данной работе этот компромисс достигается путем перехода от многомерной задачи к упрощенным моделям, позволяющим аналитически исследовать влияние базовых параметров на критичность реактора.