Актуальные проблемы расчетного определения параметров безопасности водоохлаждаемых реакторов на основе современных версий теплогидравлических кодов

Abstract

Рассмотрены актуальные проблемы обеспечения надежности результатов математического компьютерного моделирования штатных, переходных и аварийных режимов эксплуатации водоохлаждаемых реакторов. Особое внимание уделено реализации этих численных расчетов, которые касаются определения теплофизических параметров безопасности активных зон водоохлаждаемых ядерных реакторов. Проанализированы проблемные аспекты качества результатов вычислений параметров безопасности реакторных установок, которые обеспечиваются на основе применения современных версий теплогидравлических кодов улучшенной оценки. Выполнена оценка физической адекватности ряда определяющих физических моделей, а также соответствующих расчетных соотношений, которые описывают условия возникновения кризиса теплоотдачи при кипении теплоносителя на поверхности тепловыделяющих элементов. В этой связи сформулированы проблемы получения адекватных расчетных соотношений по критическим тепловым потокам, а также других экспериментальных корреляций, которые применяются для замыкания основной системы дифференциальных уравнений в со- временных версиях теплогидравлических кодов. Рассмотрены функциональные ограничения, которые присущи указанным кодам, а также сформулированы основные направления совершенствования этих программных средств.

Розглянуто актуальні проблеми забезпечення надійності результатів математичного комп’ютерного моделювання режимів експлуатації водоохолоджуваних ядерних реакторів. Головну увагу приділено методології визначення теплофізичних параметрів безпеки активних зон реакторних установок на основі використання сучасних теплогідравлічних кодів. Виконано аналіз адекватності фізичних моделей виникнення кризи тепло- віддачі, а також розрахункових кореляцій, що використовуються у цих комп’ютерних програмах для визначення умов виникнення цього аварійного процесу. Розглянуто основні напрямки вдосконалення сучасних теплогідравлічних кодів з метою підвищення надійності визначення теплофізичних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів.

The article discusses the current problems of ensure reliability of results of mathematical computer simulation of modes of operation of water-cooled nuclear reactors. The main focus devoted on the methodology for determining the technological security settings active zones reactor plants using modern thermal-hydraulic codes. An analysis was performed of the adequacy of the physical models of burnout, as well as the calculated correlations that used in these computer programs to determine the conditions of this emergency process. In this article examined the basic directions of perfection of the modern thermal-hydraulic codes to improve the reliability of determination of thermophysical parameters of safety the water-cooled nuclear reactors.