Программы расчета реактора

Программы расчета реактора 159—161, 191, 193, 458, 459 --выгорания 447—459 [c.482]

Ниже приведены основные положения, расчетные уравнения и характеристики для определения малоцикловой и длительной циклической прочности, а также алгоритмы и программы расчетов на ЭВМ сопротивления разрушению элементов конструкций при малоцикловом нагружении. В излагаемых методах расчета на сопротивление малоцикловому разрушению были использованы результаты научных разработок, изложенных в настоящ ей серии монографий [1—4] и в работах [5—8], а также разработок нормативных материалов применительно к атомным энергетическим реакторам [9] и методических рекомендаций (по линии научно-методических комиссий в области стандартизации методов расчетов и испытаний на прочность). [c.214]

Между температурным режимом реактора и состоянием теплоносителя, с одной стороны, и протекающими в реакторе нейтронно-физическими процессами — с другой, имеется тесная взаимосвязь, особенно в реакторах с сильно изменяющимися по высоте активной зоны свойствами теплоносителя. Теплогидравлические расчеты должны быть увязаны с нейтронно-физическими расчетами. Поэтому соответствующие программные комплексы включают программы нейтронно-физического и теплогидравлического расчетов реактора, работающие в итерационном режиме. [c.184]

В ноябре 1945 года американские физики Вайнберг и Нордгейм по заданию Артура Комптона провели анализ состояния немецких атомных исследований. В отчете содержался вывод, что немцам были известны оптимальные размеры тяжеловодного реактора, точно было определено количество тяжелой воды, чистота металлического урана была близка к полученной в США, были разработаны такие же, как в США, методы расчета реакторов. Уровень понимания немцами проблемы был вполне сравним с американским и единственным важным обстоятельством, не известным немцам, было незнание свойств изотопа Ри-240 и факта отравления реактора изотопом Хе-135. Неудача немецкой атомной программы объяснялась недостаточным количеством тяжелой воды. [c.49]

Наконец, при расчетах реактора истинную геометрию или ядерные сечения можно упростить для того, чтобы получить задачу, решаемую с помощью известных программ. Влияние таких упрощений на критичность системы часто можно оценить с помощью теории возмущений. [c.215]

Как уже отмечалось, для таких уникальных источников, каким является активная зона реактора, расчет защиты производится обычно с помощью сложных программ с применением ЭВМ. [c.342]

Программа разработки в основном включала детальные расчеты проблем применения борной кислоты и демонстрацию ее удовлетворительного поведения в работающих установках. При выполнении программы впервые наблюдалось влияние pH на реактивность реакторов с водой под давлением. Этот эффект был изучен подробно из-за его возможного отношения к безопасности реактора с водой под давлением. [c.162]

Особенно большой объем работ необходимо провести по созданию норм расчета на прочность атомных реакторов. Для этого должны быть тщательно проанализированы существующие нормы и на их основе составлена подробная, конкретная программа работ и определены ее исполнители. [c.48]

В данной работе описывается модификация программы АТИКА [1], предназначенная для оперативного расчета многослойных композиций защиты реакторов с учетом воздушных полостей и зазоров по методике, предложенной в [2] и основанной на комплексном использовании комбинации лучевого анализа и метода выведения — диффузии. [c.278]

Методику отрабатывали на реальной композиции макета биологической защиты, собранного в экспериментальной нише исследовательского реактора ИР-50. Оценку ее эффективности проводили сравнением экспериментальных результатов с расчетными функционалами, полученными по программе АТИКА, а также сопоставлением с результатами расчетов по программе ДОТ-III, реализующей многогрупповой метод дискретных ординат н двумерной геометрии [5]. На рис. 1 и 2 показано пространственное распределение скорости реакций детекторов " 1п (л, п ) и Ni ( , р) и плотности потока тепловых нейтронов в композиции защиты. В целом сопоставление показывает удовлетворительное согласие расчетных и экспериментальных данных и, следовательно, возможность использования описанной методики учета воздушных неоднородностей при расчетах композиций биологической защиты реакторов. Причем необходимо отметить, что повышение точности расчета в результате использования аппроксимации функции распределения плотности потока нейтронов тремя векторами дает лучшее согласие результатов расчетов по программе АТИКА как с экспериментальными данными, так и с результатами расчета по ДОТ-111. [c.282]

С помощью нескольких версий программ, в которых реализованы приведенные ранее алгоритмы, решено большое число прикладных задач, в том числе расчет полей температур, напряжений и деформаций и повреждений в роторах и корпусных элементах турбин ТЭС и АЭС (см. гл. 2—4). Эти алгоритмы и программы используют также и для решения других важных прикладных задач, например, двумерных и трехмерных задач теплопроводности и упругости при изучении термонапряженного состояния главной запорной задвижки Dy = 500 мм энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 двумерных и трехмерных задач нестационарной теплопроводности, упругости, механики разрушения при изучении проблемы водяной очистки поверхности нагрева мощных котлоагрегатов. [c.59]

Вычислительные программы наряду с потоками нейтронов позволяют рассчитать распределение полного энерговыделения, нормированного на условно заданную мощность реактора. Перераспределение этой энергии между твэлами и другими материалами, входящими в элементарную ячейку ядерного реактора (замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами), слабо изменяет тепловыделение в топливе. Важно правильно произвести пересчет с условно заданной в расчете мощности на реальную. В настоящее время тепловая мощность реактора экспериментально может быть определена с погрешностью не менее 3 %. [c.186]

Точность расчета распределения полного энерговыделения по реактору с помощью вычислительных программ достаточно высокая. Для малых реакторов погрешность обычно не превышает 2 %. Для больших энергетических реакторов с такой точностью может быть вычислено распределение лишь по части реактора, имеющей размер, примерно равный длине миграции нейтрона Погрешность расчета по реактору в целом обычно составляет 10—20 %. [c.186]

Дело в том, что впредь до выполнения намеченной программы измерений на установке № 7 и их теоретической обработки наши сведения о специфических особенностях реакторов этого типа основываются на отрывочных и часто ненадежных экспериментальных данных и теоретических расчетах. Параметры установки № 7 по необходимости сугцественно отличаются от параметров проектируемого промышленного агрегата. Вследствие этого измерения на опытной установке не могут быть непосредственно использованы при уточнении параметров промышленной системы, а потребуют кропотливой теоретической обработки. Эта ответственная задача выполняется и должна выполняться дальше теоретическим и расчетным отделами лаборатории в сжатые сроки. При этом особенно важно не переоценить точность теории и производимых на ее основе вычислений, чтобы избежать неожиданностей при пуске системы. [c.606]

Во-вторых, рассматриваемая конкретная инженерная задача имеет характерную теплофизическую особенность. На рис. 19.1 приведена упрощенная принципиальная схема первого контура АЭС и ВВЭР. На вход в активную зону реактора 1 поступает вода с температурой Г1. За счет тепла, выделяющегося при делении ядерного горючего, вода при прохождении активной зоны нагревается и на выходе из нее достигает температуры Т2 > Г1. В парогенераторе 2 это тепло отдается теплоносителю второго контура, и на выходе из парогенератора реакторная вода в стационарном режиме работы имеет температуру П. Таким образом, в первом контуре АЭС с ВВЭР имеются две характерные температуры реакторной воды минимальная Т1 и максимальная Т2. Различие в растворимости шпинели именно при этих температурах воды определяет направление и скорость переноса массы продуктов коррозии по контуру. Поэтому в программе целесообразно ввести признак Ь = 1, 2, определяющий, для какой из температур - на входе в активную зону реактора (Ь= 1) или на выходе из нее (Ь= 2) - выполняется расчет растворимости (соответственно 51 и 52). [c.184]

В рамках энергетической программы с помощью ВЭ можно, в частности, вьшолнять расчет и долгосрочное прогнозирование атомных и термоядерных реакторов на основе детального математического моделирования происходящих в них физических процессов. При этом исследовательский цикл существенно ускоряется и удешевляется. [c.235]

Система микроскопических сечений, подготовленная в виде, удобном для работы на ЭВМ, используется для образования многогрупповых констант расчета ячейки реактора. Например, в описанных ниже расчетах для этой цели применена программа 0АМ-1 [62]. По этой программе, основанной на Р - или 1-приближении (см. разд. 4.5.3) с заданным значением лапласиана В, можно [c.456]

Результатом работы указанных программ являются реактивность (или коэффициент размножения), пространственные распределения потока нейтронов и скоростей различных процессов. Из распределения скорости деления можно получить распределение тепловыделения по реактору. Учитывая результаты расчетов отдельных ячеек реактора, которые описывают тонкую структуру потока нейтронов, можно получить данные о пространственном распределении скоростей процессов в пределах отдельных топливных элементов реактора. [c.459]

В табл. 10.4 и 10.5 представлены значения изотермического коэффициента реактивности и его компонент, рассчитанные на начало и на конец кампании реактора [83]. Для расчетов были использованы описанные выше многогрупповые методы и соответствующие программы для ЭВМ, причем учтено действие родия-103. Относительно малый вклад вероятности избежать утечки из реактора в полный температурный коэффициент связан со слабыми изменениями пространственно-энергетического распределения нейтронов в реакторе при повышении температуры активной зоны. [c.468]

Франк-Камеиецкий А. Д. Библиотека программ на ФОРТРАНе для расчета реакторов методом Монте-Карло // Сборник докладов по программам и методам физического расчета быстрых реакторов Доклады совещания СЭВ, Д имит-ровград, 1975, с. 250. [c.272]

Программы, описанные выше, могут быть дополнены программой расчета выгорания, которая решает задачу об изменении со временем концентраций наиболее важных изотопов. Такая комбинация программ позволяет определить временное поведение основных параметров реактора (см. разд. 10.2.3). Иапример, программа FEVER [69] использовалась в расчетных исследованиях при проектировании реактора Пич-Боттом . Эта программа рассчитывает малогрупповые потоки нейтронов и выгорание изотопов в одномерных реакторах. [c.459]

Различные методы расчета прохождения нейтронов и у-квантоа в радиационной защите и соответствующие программы для ЭВМ подробно описаны в главах IV и V, применение некоторых из них для расчета защиты реакторов —в 9.4, Расчет прохождения излучения по неоднородностям в защите.освещен в гл. XII. Многие из методов расчета, описанные в этой главе, могут быть использованы при расчете защиты реакторов. [c.8]

Многовариантные проектные расчеты проводятся с целью выбора оптимальной конструкции реактора и назначения оптимальных режимных параметров. Они носят оценочный характер, а результаты расчетов сопоставляются слимити-рующими факторами допустимой температурой теплоносителя, оболочки и сердечника твэлов, запасом до кризиса теплоотдачи, допустимой скоростью теплоносителя и т. д. Теплогидравлические проектные расчеты входят составной частью в оптимизационные программы АЭС. [c.110]

Радиолиз в исследовательских реакторах замкнутого цикла с полной или заметной дегазацией будет близок к теоретическим выходам. Так, в реакторе для испытаний материалов (MTR) с полной дегазацией пара при давлении 50,8 мм ртутного столба, как сообщил Рейнуотер [20], при 40 Мет скорость дегазации равна около 340 л мин содержание в газе водорода 35,1%. На входе и выходе реактора общие концентрации газа равны 0,2—0,4 и 3—5 см /кг соответственно. Наблюдаемая дегазация водорода соответствует около 100% теоретического выхода с учетом концентрации кислорода в отводимом газе. Хас [21] сообщил, что общее количество газа, растворенного в теплоносителе реактора ETR, при 175 Мет порядка 25 см 1кг. Поскольку дегазация в ETR недостаточно эффективна, то радиолиз ограничен обратными реакциями. Дженкс [2] вывел кинетические уравнения и составил программу их решения для ЭВМ и сделал расчеты для условий, соответствующих работе ETR (табл. 4.5). Для частного случая расчета согласие вполне хорошее. [c.86]

Методы расчета с использованием вычислительных машин. Еразуниси др.[35] предложили весьма подробную модель и разработали программу для вычислительной машины, описывающую перенос активности в контуре реактора. Модель предусматривает существование продуктов коррозии во всех формах и коррозию конструкционных материалов в активной зоне. На основе этой модели записаны уравнения баланса, которые учитывают все процессы перехода и составлены как для радиоактивных, так и для стабильных ядер мишеней любого изотопа. Для ускорения счета предполагается, что концентрация растворенного компонента и шлама в теплоносителе в течение короткого времени достигает равновесия, но в дальнейшем при решении других уравнений системы это предположение пересматривается. Авторы принимают определенные предположения о механизме выхода продуктов коррозии, скорости накопления отложений в активной зоне и вне ее, о концентрации шлама и т.д., которые позволяют получить константы массообмена. [c.322]

В течение ряда лет проводились экспериментальные исследования процессов теплоотдачи в условиях закризисного теплообмена и повторного смачивания в трубах как для всего диапазона параметров аварийного охлаждения реакторов ВВЭР, так и для характерных режимов охлаждения реакторов [21]. Еще в начале 70-х годов США была осуществлена экспериментальная программа FLE HT по исследованию процессов теплообмена в условиях повторного смачивания на полномасштабных сборках водо-водяных реакторов с имитаторами твэлов и разработаны рекомендации, требующие весьма громоздких расчетов. Сложности, связанные с методикой проведения опытов в сборках твэлов и обработкой экспериментальных данных, не позволили разработать приемлемые модели процессов теплообмена в условиях повторного смачивания. Затем были осуществлены исследования в гладких трубах, на основе которых созданы расчетные модели процессов теплоотвода в условиях повторного смачивания. [c.113]

С учетом опыта работы первых АЭС СССЕ (в частности. Нововоронежской, Белоярской и др.) и щирокой программе проводимых научных и технических исследований, в СССР предполагается существенный рост установленной мощности АЭС (в перспективе 10— 12 лет — около 30 000 Жаг) при увеличении единичной мощности как отдельных блоков, так и АЭС в целом. Как показывают предварительные расчеты советских специалистов, при увеличении электрической мощности АЭС с водоводяными энергетическими реакторами 800 (2x400) до 2 000 (2X1 000 Жег) стоимост установленного киловатта мощности сокращается примерно па 23% (при сравнительно более сложных условиях сооружения АЭС мощностью 2 000 Мет), а стоимость отпущенного киловатт-часа электроэнергии — примерно на 20%. [c.99]

Все задачи, рассмотренные в данной главе, решены с помощью еди-яой программы Ротор-К , составленной в кодах ЭВМ БЭСМ-6, которая использовалась на ряде промышленных предприятий и в НИИ для расчета элементов различных машиностроительных конструкций, не обязательно контактируюш,их между собой. Компактность и удобство задания исходной информации, широкие возможности в отношении неоднородности и анизотропии материала и высокое быстродействие программы позволили рассмотреть сотни вариантов сложных деталей, таких, как роторы и корпусные элементы турбомашин [76, 151, 180], магнитные системы термоядерных реакторов 171], фланцевых и замковых соединений, поршней ДВС [39], других элементов машиностроительных конструкций. [c.17]

Настояш.ая глава посвящена исследованию трубопроводов с точки зрения их применения в атомных реакторах. Дается описание процедуры расчета. В вычислительной программе имеются различные блоки для каждого этапа расчета (тепловые, сейсмические, статические воздействия рас чет в соответствии с нормами ASME3 и т. д.) отдельные блоки группируются в определенном порядке, при котором выходы с одного блока преобразуются во входы для следующих. [c.172]

Крупномасштабные зксперименты были недавно выполнены по программе испытаний герметичных систем ( SE), проведенных в Северо-западной лаборатории им. Бэттела для Комиссии по атомной энергии США [79—82]. Проводились исследования по аварии трубопровода с целью проверки методов обеспечения безопасности, применимых к большим реакторам. Теоретический анализ герметичных систем реакторов показал, что для согласования расчетов с опытными данными необходимо шести соответствующие эм пири ч ески е коэффици ен ты. [c.324]

Систему уравнений (7.81) можно решить итерационнылш методами, принимая в качестве начального значения распределение потока, аналогичное тем, которые были описаны в гл. 4. В расчетах ядерных реакторов широко применяется программа THERMOS, основанная на этих методах [76]. Метод вероятностей столкновений оказывается наиболее полезным при расчете не очень больших ячеек, в которых число зон / не очень велико. Причина этого состоит в том, что в интегральной теории переноса нейтронов каждая зона непосредственно связана со всеми другими зонами. Другими словами, коэффициенты Kg,i I отличны от нуля для всех значений / и / и поэтому число коэффициентов для каждой группы равно Р. С другой стороны, в P r и Sk- методах, основанных на обычной (дифференциальной) форме уравнения [c.289]

Рассмотрим некоторые результаты расчетов выгорания на ЭВМ по программе РОЕЬСУС [471, которая основана на двухгрупповом диффузионном приближении и позволяет рассматривать реакторы в двухмерной геометрии (конечный цилиндр). [c.447]

Когда реакторы типа Колдер-Холл проектировались (начало 50-х годов), состояние ядерных данных, теоретических методов расчета, особенно программ для численных расчетов на ЭВМ, технологии самих ЭВМ было таково, что отсутствовала уверенность в правильности расчета параметров реакторов. Поэтому широко использовались интегральные эксперименты [57], а также опыт эксплуатации аналогичных реакторов по производству плутония в Виндскейле. [c.455]

Для расчетов температурных коэффициентов реактивности, результаты которых обсуждаются ниже, применялись две программы, основанные на многогрупповом диффузионном приближении GAZE-2 [671 для одномерных реакторов и GAMBLE [68] для двухмерных. Обе программы допускают переход нейтронов в верхние группы при рассеянии в тепловой области. При расчете цилиндрических реакторов по одномерной программе вводится поправка DB для учета утечки в аксиальном направлении (см. разд. 6.4.10). При расчеге двухмерного реактора, например конечного цилиндра в г, г)-геометрии, такая поправка не требуется. [c.458]

Последовательность описанных выше реакторных расчетов на ЭВМ представлена в табл. 10.1. Упомянутые в таблице программы разработаны фирмой Gulf General Atomi , которая проектировала реактор Пич-Боттом . Другие фирмы, проектирующие ядерные реакторы, обычно используют свои аналогичные программы на ЭВМ и проводят те же (или аналогичные) расчеты по ним. Некоторые системы реакторных программ описаны в работе [46]. [c.459]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...