Предисловие. Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

ИАТЭ НИЯУ МИФИ

А. И. Невиница, В. А. Невиница

Нейтронно-физические основы

Расчётного обеспечения эксплуатации

Реакторов АЭС. Часть 1.

Учебное пособие по курсу лекций

«Расчётное обеспечение эксплуатации реакторов АЭС»

Обнинск, 2012

Аннотация

В учебном пособии изложены подходы к практическому применению основных методов расчёта нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов, необходимых как для проектирования, так и для расчётного обеспечения эксплуатации ядерных реакторов атомных электростанций (АЭС). Учебный материал курса излагается на основе принципов нейтронной физики, применяемых для решения уравнения переноса нейтронов в приближении используемого метода решения, необходимого для получения правильного результата.

Целью данного пособия является обеспечение студентов знаниями о методах и способах анализа и решения основных задач эксплуатации ядер-ных реакторов на АЭС, требующих применения нейтронно-физических расчётов. Знания, полученные студентами при изучении материалов курса, необходимы для осознанного использования расчётных программ, для правильной интерпретации получаемых результатов и, в итоге, при выпол-нении ими курсовых и дипломных проектов.

Материалы пособия предназначены для студентов, обучающихся по специальности 170500 – «Разработка, исследование и эксплуатация ядерных реакторов» направления подготовки 651000 – «Ядерные физика и технологии», обучающихся по программе «Расчётное обеспечение эксплуатации реакторов АЭС» на физико-энергетическом факультете ИАТЭ НИЯУ МИФИ.

Темплан 2012 г.

Предисловие

В учебном пособии изложены основы практических приложений современной теории ядерных реакторов в свете применяющихся в настоящее время методов расчёта нейтронно-физических характеристик, необходимых как для проектирования, так и для расчётного обеспечения эксплуатации ядерных реакторов атомных электростанций.

Основной целью соответствующего курса лекций является обеспечение студентов знаниями о методах и способах анализа и решения основных задач эксплуатации ядерных реакторов на АЭС, требующих применения нейтронно-физических расчётов, а также о возможностях вычислительных программ, использующихся в процессе сопровождения эксплуатации реакторов.

В пособии по данному курсу представлены учебные материалы по вопросам расчёта реактивностей в проблеме управления ядерным реактором, расчёта эффективности поглощающих стержней, гетерогенных выгорающих поглотителей. Изложены материалы по проблемам анализа энерговыделения, включая его профилирование в стационарном режиме перегрузок ядерного топлива.

Значительное внимание уделено вопросам учёта гетерогенности и макрогетерогенности в расчёте нейтронно-физических характеристик реакторов.

Рассмотрена проблема чувствительности параметров ядерного реактора к изменениям ядерно-физических констант, определяющая взаимосвязанность реакторных параметров, их зависимость от изменений физических величин в материальной среде реактора.

Показана необходимость определения величины константной и методической погрешностей расчёта параметров ядерного реактора для программ расчётного сопровождения эксплуатации реакторов. Установление на этой основе границ применимости алгоритмов и программ обеспечивает, в итоге, корректность получаемых по ним результатов расчётов.

Непременным условием завершённости курса лекций по расчётному сопровождению эксплуатации реакторов является также предоставленная в нём возможность расчёта специальных задач на основе т.н. системы бенчмарков, необходимых для контроля получаемых результатов расчёта параметров реакторов. Сведения о них по тестированию алгоритмов программ (и данные для ВВЭР) приведены в материалах, предоставленных И.Р.Сусловым, которому авторы выражают свою благодарность.

Знания, полученные студентами при изучении материалов курса, необходимы для осознанного использования расчётных программ, для правильной интерпретации получаемых результатов, а также при выполнении ими курсовых и дипломных проектов.

Материалы пособия предназначены для студентов, обучающихся по специальности 170500 – «Разработка, исследование и эксплуатация ядерных реакторов» направления подготовки 651000 – «Ядерные физика и технологии», обучающихся по программе «Расчётное обеспечение эксплуатации реакторов АЭС» на физико-энергетическом факультете ИАТЭ НИЯУ МИФИ.