Математическое моделирование ядерного реактора при случайных возмущениях технологических параметров
Диссертация
Получено уравнение для определения математического ожидания плотности потока нейтронов в реакторе. Предложен алгоритм решения уравнения итерационным методом. Получены условия сходимости. Показана эффективность метода по сравнению с методом статистического эксперимента. Показано, что математическое ожидание плотности потока нейтронов при флюктуирующих свойствах среды, при определенных условиях… Читать ещё >
Содержание
- ГЛАВА 1. Эволюция вероятностного подхода к реактору как объекту исследования
- ГЛАВА 2. Математическая модель реактора для получения статистических характеристик поля нейтронов и размножающих свойств среды
- 2. 1. Математическая модель и статистические исследования параметров ячейки реактора
- 2. 2. Математическая модель реактора с пространственно-распределенными обратными связями и случайными возмущениями в свойствах среды
- 2. 2. 1. Математическая модель плотности потока нейтронов в реакторе с обратными связями и системой регулирования
- 2. 2. 2. Редукция математической модели к одномерному случаю. Методы численной реализации модели
- 2. 3. Итерационный метод определения статистических характеристик плотности потока нейтронов
- 2. 4. Статистические исследования на математической модели ядерного реактора
- 2. 4. 1. Статистические исследования в отсутствии обратных связей
- 2. 4. 2. Исследование статистических свойств реактора с обратными связями
- 2. 5. Методика оценки вероятности образования локальных надкритических зон при случайных флюктуациях в свойствах среды
- Выводы к главе 2
- ГЛАВА 3. Связь статистических характеристик поля нейтронов с физическими параметрами реактора
- 3. 1. Корреляционная функция реактора. Связь собственных функций невозмущенного реактора с оптимальными координатными функциями канонического р^ложения
- 3. 2. Каноническое представление плотности потока нейтронов в реакторе в форме бесконечной плоской пластины
- 3. 3. Методика определения координатных функций канонического разложения по результатам статистического эксперимента
- 3. 4. Корреляционная функция плотности потока нейтронов в бесконечной поглощающей среде с источником
- Выводы к главе 3
- ГЛАВА 4. Использование статистического подхода для определения параметров модели и восстановления макрополей нейтронов
- 4. 1. Исследование статистических характеристик параметров реактора РБМК -1000 по данным файлов состояния энергоблока
- 4. 2. О возможности определения постоянной времени графитовой кладки в пассивном эксперименте
- 4. 3. Восстановление макрохода распределения плотности потока нейтронов в реакторе РБМК
- 4. 4. Восстановление аксиального распределения поля нейтронов в реакторе РБМК при частичной потере измерительной информации
- Выводы к главе 4
- ГЛАВА 5. Физические аспекты работы реакторов на тепловых нейтронах в переменном суточном графике нагрузки
- 5. 1. Перспективы и физические проблемы эксплуатации реакторов в переменном суточном графике нагрузки
- 5. 2. Оптимизация режимов работы энергетических комплексов в переменном суточном графике нагрузки с учетом возможности утилизации энергии
- 5. 2. 1. Оптимизация режима работы ядерного реактора в детерминированном суточном графике нагрузки
- 5. 2. 2. 0. птимизация режима работы ядерного реактора в стохастическом суточном графике нагрузки
- 5. 2. 1. Оптимизация режима работы ядерного реактора в детерминированном суточном графике нагрузки
- 5. 3. Оптимизация режимов работы системы реакторов в переменном суточном графике нагрузки
- 5. 3. 1. Оптимизация распределения запасов реактивности
- 5. 3. 2. Оптимизация временного режима изменения мощности
- 5. 4. Идеология и методика прогноза изменения оперативного запаса реактивности при работе реактора в переходных режимах
- 5. 5. Оптимизационные задачи по управлению нейтронным полем в переходных режимах
- 5. 6. 0. некоторых физических возможностях зонного регулирования мощности в энергетических реакторах
- 6. 1. Физические возможности дополнительного контроля за расходом теплоносителя в топливном канале реактора РБМК
- 6. 2. Разработка и исследование математической модели активации теплоносителя в топливном канале РБМК
- 6. 2. 1. Пространственно-временные уравнения активации теплоносителя в топливном канале реактора РБМК
- 6. 2. 2. Исследование влияния топливных каналов окружения на активацию теплоносителя
- 6. 2. 3. Численная реализация математической модели активации
- 6. 2. 4. Исследование чувствительности математической модели к изменению мощности, расхода теплоносителя и конструктивных параметров канала
- 6. 3. Методика и алгоритмы определения расхода теплоносителя в топливном канале с «запрещенным расходомером» по информации СКГО
- 6. 3. 1. Алгоритм первичной обработки данных СКГО.'
- 6. 3. 2. Алгоритм настройки математической модели
- 6. 3. 3. Алгоритм восстановления расхода в топливном канале по данным СКГО
- 6. 3. 4. Исследование алгоритма восстановления расхода по данным об азотной активности
- 6. 3. 5. Результаты восстановления расхода теплоносителя на реальных данных с энергоблока.'
- 6. 4. Алгоритм восстановления расхода в топливном канале по данным о перепаде давления
- 6. 4. 1. Восстановление расхода на основе математической модели теплогидравлики канала и измеряемого перепада давлений
- 6. 4. 2. Исследование возможности восстановления расхода по перепаду давления в тракте
- 6. 4. 3. Алгоритм восстановления расхода по перепаду давления
- 6. 5. Анализ результатов восстановления расхода с помощью различных алгоритмов. Возможности диагностики работоспособности расходомера
- 6. 5. 1. Определение собственной погрешности штатных расходомеров по методу «трех полей. v
- 6. 5. 2. Корреляционный алгоритм выявления неисправного расходомера
Список литературы
- Feynman R. P., F. De Hoffmann, and R. Serber Dispersion of the Neutron Enlission in U-235 Fission // Journal of Nuclear Energy, 3, 64 (1956).
- Pal L. On the Theory of Stochastic Processes in Nuclear Reactors // Nuovo Cimento (supplement), 7, 25 (1958).
- Pal L. «Statistical Fluctuations of Neutron Multiplication», 1958 Geneva Conference, 16, 687, Р/1710.
- Р.Уриг Статистические методы в физике ядерных реакторов. М.: Атом-издат, 1974.
- Gohn G.E. A Simplified Theory of Pile Noise. // Nuclear Science and Engineering, 1960, v.7, N5, p.472.
- Sheff J.R., Albrecht R.W. The Space Dependence of Reactor Noise, I-Theory // Nuclear Science and Engineering, 1966, v.24, N3, p.246.
- Sheff J.R., Albrecht R.W. The Space Dependence of Reactor Noise, II-Calculations. //Nuclear Science and Engineering, 1966, v.26, N 2, p.207.
- Aguilar 0., For G. Monitoring temperature reactivity coefficient by noise method in a NPP at foil power // Annals of Nuclear Energy, 1987,14, p.521— 526.
- Demaziere C., Pazsit I., 2000. Theory of neutron noise induced by spatially randomly distributed noise sources. Proceedings of PHYSOR2000, Pittsburgh, Pennsylvania, USA, 7−12 May 2000.
- Herr J.D., Thomas J.R. Noise analysis for. monitoring the moderator temperature coefficient of pressurized water reactors: II. Experimental // Nuclear Science and Engineering, 1991,108, p.341−346.
- Housiadas C., Antonopoulos-Domis M. The effect of fuel temperature on the estimation of the moderator coefficient in PWRs // Annals of Nuclear Energy, 1999,26, p.1395−1405.
- Kostic L.J., Runkel J., Stegemann D. Thermohydraulics surveillance of pressurized water reactors by experimental and theoretical investigations of the low frequency noise field // Progress in Nuclear Energy, 1988, 21, p.421−430.
- Kostic L. Monitoring of the temperature reactivity coefficient at the PWR nuclear power plant //Annals of Nuclear Energy, 1997, 24, p.55—64.
- Laggiard E., Runkel J. Evaluation of the moderator temperature coefficient of reactivity in a PWR by means of noise analysis // Annals of Nuclear Energy, 1997,24, p.411−417.
- Laggiard E., Runkel J. Noise analysis estimation of the moderator temperature coefficient for a PWR fuel cycle // Annals of Nuclear Energy, 1999,26, p.149−156.
- Pazsit I. Two-phase flow identification by correlation techniques // Annals of Nuclear Energy, 1986,13, p.37−41.
- Shieh D.J., Upadhyaya B.R., Sweeney F.J. Application of noise analysis technique for monitoring the moderator temperature coefficient of reactivityin pressurized water reactors // Nuclear Science and Engineering, 1987 95, p. 14—21.
- Sweeney F.J. In-core coolant velocity measurements in a pressurized water reactor using temperature-neutron noise cross-correlation // Transactions of the American Nuclear Society, 1984, 46, p.736—738.
- Thomas J.R., Herr J.D., Wood D.S. Noise analysis method for monitoring the moderator temperature coefficient of pressurized water reactors. I. Theory // Nuclear Science and Engineering, 1991,108, р. ЗЗ 1— 340.
- Upadhyaya B.R., Shieh D.J., Sweeney F.J., Glockler O., 1988. Analysis of in-core dynamics in pressurized water reactors with application to parameter monitoring. Progress in Nuclear Energy 21, p.261— 269.
- Williams M.M.R. The effect of random material density on reactor criticality // Atomkernenergie, 1973,22, p.248−250.
- Воронцов Б.А., Емельянов И. Я., Подлазов JI.H. и др. Вопросы диагностики физических характеристик РБМК по нейтронным шумам //Атомная энергия, 1980. Т.48. Вып.З. С. 145−148.
- А.В. Степанов Средняя плотность потока нейтронов в неоднородных средах, Neutrjn Thermalization and Reactjr Spectra, Vol.1 p. 193−222, INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, VIENNA, 1968.
- Галанин А.Д. Теория возмущений для уравнения с одной группой нейтронов // Атомная энергия, 1986. Т.60, Вып.4, С.267−273.
- Карпов В.А., Назарян В. Г., Постников В. В. Исследование случайной составляющей распределения тепловыделения в ядерном реакторе // Атомная энергия, 1976. Т.40, Вып.6, С.456−460.
- Филипчук Е.В., Потапенко П. Т., Постников В. В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981.
- Горюнов В.К. Пространственные флюктуации распределения нейтронов и мощности в критическом реакторе // Атомная энергия, 1978. Т.44, Вып. 4, С.357−359.
- Горюнов В.К. Перекосы поля нейтронов в реакторах при случайно распределенных возмущениях макросечений // Атомная энергия, 1980. Т.49, Вып.5, С.321−323.
- Гомин Е.А., Городков С. С. О некоторых свойствах .флюктуаций нейтронного поля в ядерном реакторе // Атомная энергия, 1979. Т.46, Вып. 3, С.187−188.
- Доллежаль Н.А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980.
- Евланов Л.Г., Константинов В. М. Системы со случайными параметрами. М.: Наука, 1976.
- Франк-Каменецкий А. Д. Моделирование траекторий нейтронов при расчете реакторов методом Монте-Карло М.: Атомиздат, 1978.
- Майоров Л.В. Расчет значений функционалов нейтронного поля в методе Монте-Карло//Атомная Энергия, 1985. Т.58, С.93−96.
- Спанье Дж., Гелбард Э. Метод Монте-Карло и задачи переноса нейтронов. М.: Атомиздат, 1972.
- Judith F. Briesmeister, Ed. «MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4B», Los Alamos National Laboratory report LA-12 625-M, Version 4B (March 1997).
- J.F. Briesmeister, Ed. «MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version4C,» LA-13 709-M (April 2000).
- Крамеров А.Я., Шевелев Я. В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1984.
- Поэтапная модернизация системы СКАЛА на базе проекта CKAJLA-МИКРО. // Труды научно-технической конференции концерна Росэнергоатом, Москва, ВНИИАЭС, 16−17 марта 2000, С. 252.
- Belousov N.I., Bichkov S.A., Marchuk Y.V. The code GETERA for cell and policell calculations model capabillity. Proc. of the Top. Meet, and Advances in Reactor Physics. March 8−11,1992, Charlston, USA.
- Загребаев A.M., Клименко И. А., Копытин А. Л. О корреляционном подходе к адаптации динамической модели реактора с распределенными обратными связями // Цифровая обработка измерительной информации. М.: Энергоатомиздат, 1987. С.26−30.
- Ведерников А.В., Загребаев A.M., Иваненко В. Г. Исследовайие аппроксимирующих свойств базиса приближенного канонического разложения случайной функции. Препринт МИФИ 087−88, М., 1988.
- Талдыкин А.Д. Элементы прикладного функционального анализа. М.: Высшая школа, 1982.
- Отчет о научно-исследовательской работе по теме: № 71−3-130 за II этап «КОБРА» комплекс программ расчета одномерных быстрых реакторов. Исполнители: Апсэ В. А., Хромов В. В., Таросян Р.А.
- Усачев Л.Н. Теория возмущений и планирование эксперимента в проблеме ядерных данных для реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1980.
- Загребаев A.M., Шушаков А. В. Итерационный алгоритм определения математического ожидания поля нейтронов при случайных возмущениях // Цифровые методы контроля, диагностики и управления. М: Энергоатомиздат, 1991.
- Загребаев A.M., Клименко И. А., Шушаков А. В. Исследование статистических свойств некоторых параметров математической модели ядерного реактора. Отчет МИФИ, № 0188.81 778,1991.
- Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов: Пер. с англ./Под ред. Я. В. Шевелева, М.: Изд-во иностр. Лит., 1961.
- Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1986.
- Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов: Пер. с англ. / Под ред. В. Н. Артамкина. М.: Атомиздат, 1974.
- Техническая кибернетика. Теория автоматического регулирования. Книга 3, часть 1, Из-во машиностроение, 1968.
- Бахвалов Н.С. Численные методы. М.: Наука, 1987.
- Марчук Г. И. Методы расчета ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1967.
- Марчук Г. И., Лебедев Численные методы в теории переноса нейтронов. М.: Атомиздат, 1971.
- Шихов С.Б. Вопросы математической теории реакторов. Линейный анализ. М.: Атомиздат, 1973.
- Цвайфель П. Физика реакторов. М.: Атомиздат, 1977.
- Свешников А.А. Прикладные методы теории случайных функций. Л.: Судпромгиз, 1961.
- Тихонов В.И. Выбросы случайных процессов. М.: Наука, 1970.
- Тихонов В. И. Хименко В.И. Выбросы траекторий случайных процессов. М.: Наука, 1987.
- Загребаев A.M. Оценка вероятности образования локальных надкритических зон при случайных возмущениях свойств среды // Алгоритмы обработки информации в сложных системах. М.: Энергоатомиздат, 1991.
- Загребаев A.M. Об оценке вероятности выброса избытка коэффициента размножения нейтронов в фазовом объеме Труды X международного научно-технического семинара «Современные технологии в задачах управления, автоматизации и обработки информации», 2001.
- Загребаев А.М. О связи собственных функций реактора и функций канонического разложения Препринт МИФИ 004−2005, М., 2005.