ПРОБЛЕМА МОДЕЛИРОВАНИЯ ГЕОМЕТРИИ КРЕСТООБРАЗНЫХ ВИТЫХ ТВЭЛОВ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ

При построении расчетных моделей процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии, в соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, должны быть обоснованы выбранные методы моделирования, а также принятые приближения и допущения. В работе рассмотрены вопросы учета особенностей моделирования геометрии крестообразных витых твэлов с использованием нодализационных программ для ЭВМ, а также возможные подходы к описанию геометрии таких твэлов при проведении теплогидравлических расчетов. В работе определен приоритетный метод задания геометрии, который позволяет корректно учесть максимальное значение теплового потока с поверхности оболочки крестообразного твэла при расчете температур в активной зоне и возможность наступления кризиса теплообмена на поверхности таких твэлов при нарушениях нормальной эксплуатации.

1. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» НП-001-15. – Утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. № 522 (Зарегистрировано в Минюсте России 2 февраля 2016 г. № 40939). – URL: https://demo.consultant.ru/cgi/online.cgi?req=doc&ts=QZ7X1WTqwes0df1L1&cacheid757D79A11537DD91CC95A49439B11454&mode=splus&rnd=CpsvQA&base=LAW&n=193587#vOBX1WTFH0egKby4 (дата обращения: 02.10.2022).

2. Федеральный закон от 21.11.1995 № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» (последняя редакция). – URL: http://www.kremlin.ru/acts/bank/8503/page/1 (дата обращения: 02.10.2022).

3. Приказ Ростехнадзора от 30.07.2018 № 325 «Об утверждении Порядка проведения экспертизы программ для электронных вычислительных машин, используемых в целях построения расчетных моделей процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии и (или) видов деятельности в области использования атомной энергии» (Зарегистрировано в Минюсте России 12.11.2018 № 52650). – URL: http://www.consultant.ru/document/cons_doc_LAW_310842/ (дата обращения: 02.10.2022).

4. Старков, В.А. Научно-методическое обоснование модернизации активной зоны реактора СМ : автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук / В.А. Старков. – Димитровград, 2015. – 37 с.

5. Постановление Ростехнадзора от 10.12.2007 № 4 «Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» НП-082-07. – Утверждены постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 декабря 2007 г. № 4 (зарегистрировано Минюстом России 21 января 2008 г. № 10951; введены в действие с 1 июня 2008 г.). – URL: http://www.consultant.ru/document/cons_doc_LAW_74915/e35bcdf3a4fdabe23d9304eefda2450263c025bb/ (дата обращения: 02.10.2022).

6. Приказ Ростехнадзора от 05.12.2017 № 528 «Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности исследовательских ядерных установок» (вместе с «НП-049-17. Федеральные нормы и правила...») (Зарегистрировано в Минюсте России 28.12.2017 № 49534). – URL: http://www.consultant.ru/document/cons_doc_LAW_286848/d118fed5f768a85d39c84b2cf9c8663f8374fb00/ (дата обращения: 02.10.2022).

7. Приказ Ростехнадзора от 13.02.2017 № 53 «Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР» (вместе с «НП-006-16. Федеральные нормы и правила...») (Зарегистрировано в Минюсте России 10.05.2017 № 46663). – URL: http://www.consultant.ru/document/cons_doc_LAW_216808/63c778acb8500b291ec33add5211eadc85068dc7/ (дата обращения: 02.10.2022)/

8. Apros 5.06. Theramal hydraulics reference guide. Thermal hydraulic nodes and branches. 2007.

9. Apros 6 Feature Tutorial: by VTT and Fortum. Release: Apros 6.06, 10.03.2016.

10. Официальный сайт VTT Technical Research Centre of Finland [Электронный ресурс]. – URL : https://www.vttresearch.com/en (дата обращения 23.09.2022).

11. Официальный сайт Fortum [Электронный ресурс] – URL: https://www.fortum.com (дата обращения 23.09.2022).

12. Учет неопределенности в исходных данных при проведении расчетов теплогидравлических характеристик мокрого хранилища ОЯТ с использованием программного средства APROS 6 / А.В. Курындин, А.А. Строганов, А.М. Киркин [и др.] // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных установок. – 2019. – № 2(16). – С. 21-37.

13. Jukka Ylijoki, Sixten Norrman, Ari Silde, Pekka Urhonen. Research report. Validation of APROS version 5.14.11. VTT-R-00553-15.

14. ANSYS 18.1 – Обновления и изменения. ANSYS, Inc., ЗАО «КАДФЕМ Си-Ай-Эс», 2017 [Электронный ресурс]. – URL: https://www.cadfem-cis.ru/media/ansys_2019r1_rus.pdf (дата обращения 23.09.2022).

15. Чухлов, А.Г. Применение периодических граничных условий к теплогидравлическому расчету ТВС с оребренными твэлами / А.Г. Чухлов, В.П. Смирнов, С.Ю. Афонин // – Теплоэнергетика. – 2012. – № 2. – С. 44-50. – URL: https://tesis.com.ru/infocenter/downloads/flowvision/fv_nikiet2010.pdf (дата обращения 23.09.2022).

16. Виноградов, М.К. Исследовательские ядерные установки государств-участников Содружества Независимых Государств / М.К. Виноградов, В.Н. Федулин. – Москва : Гелиос АРВ, 2016. – 480 c.

17. Новаков, И.Г. Учет неопределенностей в исходных данных при проведении расчетов эффективного коэффициента размножения активной зоны исследовательской ядерной установки / И.Г. Новаков, А.В. Курындин, А.М. Киркин, С.В. Маковский // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2020. – № 2. – С. 22-29.

18. Быков, В.П. Исследование влияния замены крестообразного твэла на цилиндрическую модель в расчетах на критичность по программе MCU-5 / В.П. Быков, М.В. Иоаннисиан // АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС». – URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms-2015/documents/kms2015-006.pdf (дата обращения: 08.10.2022).

19. Петров, Ю.В. Снижение концентрации урана в твэлах реактора ПИК / Ю.В. Петров, Л.М. Котова // Атомная энергия. – 2002. – Т. 93, №. 2. – С. 117-120.

20. Анализ чувствительности при моделировании тяжелых аварий с применением РК СОКРАТ/В / Д.Л. Гаспаров, А.В. Николаева, С.И. Пантюшин [и др.] // АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС». – URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2017/documents/mntk2017-161.pdf (дата обращения: 07.10.2022).

21. Об оценке погрешностей расчетов, выполняемых при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии / С.Н. Богдан, О.М. Ковалевич, Н.А. Козлова [и др.] // Ядерная и радиационная безопасность. – 2017. – № 2(84). – 16 c.