Научная группа: Моделирование физических процессов для обоснования безопасной эксплуатации ядерно-энергетических установок (Кафедра №5 ИЯФиТ)
Загружается...
Участники
Funders
ID
Публикации
Публикация
Открытый доступ
Water exchange amount reduction algorithm for power control of VVER-1200 reactor operating in load-following mode
(2020) Djaroum, B.; Solovyov, D. A.; Semyonov, A. A.; Vigovskiy, S. B.; Shcukin, N. V.; Al-Shamayleh, A. I.; Tanash, H. A.; Molev, I. A.; Соловьев, Денис Алексеевич; Семенов, Андрей Артемьевич; Щукин, Николай Васильевич
© Published under licence by IOP Publishing Ltd.In order to solve the problem of water exchange minimization in the primary loop of VVER-1200 reactor operating in load-following mode, we chose the dynamic programming method (DPM). However, this method is very expensive in terms of RAM and computing time. A heuristic is introduced for the DPM to decrease the computational costs. The introduction of the heuristics makes it possible to cut the inefficient branches of the DPM algorithm and to increase its speed without loss of precision. In the proposed algorithm, the use of temperature regulation control reduces the amount of coolant removed from the reactor primary loop, the movement of control rods is limited, which keeps the current axial offset (AO) in the recommended area, makes it possible to equalize the energy release in the reactor core volume. The simulation results obtained confirm the improvement of reactor power control in terms of load following: deviation of core power from the load schedule is reduced, water exchange is decreased by more than 50%, which is useful from the point of view of liquid waste management and treatment.
Публикация
Открытый доступ
Входные данные для согласования состояний модели и прототипа АЭС с ВВЭР
(2023) Молев, И. А. ; Соловьëв, Д. А.; Лобарев, А. Л.; Плотников, Д. А.; Танаш, Х. А. ; Чернов, Е. В. ; Чернов, Евгений Владимирович; Соловьев, Денис Алексеевич
В статье рассмотрены некоторые возможные входные данные модели энергоблока АЭС для решения задачи согласования состояния модели с состоянием прототипа. Важнейшим параметром, используемым для согласования состояний, является тепловая мощность реакторной установки (РУ). Были рассмотрены способы точной установки мощности РУ в модели, а именно, использование автоматического регулятора мощности (АРМ) и математического борного регулятора. В ходе работ по согласованию состояния модели АЭС с прототипом был проведен численный эксперимент с использованием полномасштабного моделирующего комплекса «ПРОСТОР». Суть его заключалась в получении стационарных состояний модели с мощностью от 94% до 104% с шагом 0,05%. Для моделирования использовались данные 3 загрузки 4 блока Калининский АЭС на 248 эффективные сутки. При анализе результатов численного эксперимента были обнаружены два эффекта. Один из них, выраженный в изломе производной полученного графика зависимости давления в ПГ от мощности, связан с достижением верхней границы возможности регулирования давления в ГПК. Исполнительным механизмом регулятора давления в ГПК являются регулирующие клапаны на турбогенераторе. В момент излома графика они открываются на 100%, чем обуславливается дальнейшая невозможность регулирования давления. Давление в ГПК начинает расти. Этот эффект соответствует реальным процессам, происходящим на АЭС. При этом в качестве одного из параметров настройки модели предлагается использовать адаптивный коэффициент к концентрации борной кислоты в реакторе, для управления которым предлагается использовать математический борный регулятор. Вторым эффектом является невозможность точного управления давлением в реакторе из-за особенностей работы автоматики ТЭН КД. В связи с этим предложено использовать дополнительный математический регулятор управления ТЭН КД для согласования состояния модели с прототипом. Данные регуляторы успешно опробованы в составе программного комплекса «ПРОСТОР» для согласования мощности РУ модели и прототипа.
Публикация
Открытый доступ
Determining the critical concentration of boric acid and the time of its onset when reaching to minimum controllable power for VVER
(2020) Al-Shamayleh, A. I.; Solovyov, D. A.; Semyonov, A. A.; Shcukin, N. V.; Djaroum, B.; Tanash, H. A.; Molev, I. A.; Соловьев, Денис Алексеевич; Семенов, Андрей Артемьевич; Щукин, Николай Васильевич
© Published under licence by IOP Publishing Ltd.Startup to minimum controllable power level (criticality approach) is one of the most hazardous nuclear operations during operation. In particular, the spontaneous and unauthorized startup to minimum controllable power is very dangerous, and it occurs as a result of some technological operations or changes in technological regimes. Currently, there are codes for neutron-physical calculations at NPPs with VVER, such as reactor simulator (IR) and BIPR-7A. These codes calculate the boric acid critical concentration without relying on excore ionization detectors data, which may result in inaccuracies in determining the critical concentration. In addition, feeding the primary circuit with clean condensate must be stopped at least 15 minutes before is reached, and these codes do not calculate the time to reach the critical state. As a result, the idea arose to develop a code that would predict the time to reach the critical state and the critical concentration of boric acid only using the measuring equipment readings without reliance on additional calculations.
Публикация
Открытый доступ
Система расчетно-экспериментальной диагностики состояния активной зоны ECRAN 3D
(НИЯУ МИФИ, 2012) Соловьев, Д. А.; Соловьев, Денис Алексеевич; Семенов, А. А.
Публикация
Открытый доступ
Применение кода OpenMC для бенчмарка ВВЭР-1000 со смешанной загрузкой уранового и МОКС-топлива
(НИЯУ МИФИ, 2025) Плотников, Д. А.; Романенко, В. И.; Соловьев, Д. А.; Зимин, В. Г.; Молев, И. А.; Кудратов, В. Н.; Ивахин, С. В.; Джарум, Б.; Зимин, Вячеслав Геннадьевич; Романенко, Владислав Игоревич; Кудратов, Вохид Насриддин угли; Соловьев, Денис Алексеевич
В данной работе представлены результаты численного моделирования бенчмарка реактора ВВЭР-1000 со смешанной загрузкой уранового и МОКС-топлива, разработанного Агентством по Ядерной Энергии при Организации Экономического Сотрудничества и Развития (АЯЭ ОЭСР), с помощью программного комплекса OpenMC. OpenMC предназначен для моделирования процессов переноса нейтронов методом Монте-Карло и использует в качестве программного интерфейса язык программирования Python. Нейтронные сечения для различных нуклидов, необходимые для проведения расчетов, были получены с помощью баз оцененных ядерных данных ENDF/B-VII.1 и ENDF/B-VIII.0. Использование двух версий библиотек позволили провести оценку влияния выбора базы ядерных данных на ключевые нейтронно-физические параметры ВВЭР-1000. Рассчитанные значения эффективного коэффициента размножения и скорости реакции деления в тепловыделяющих сборках для различных стационарных состояний реактора ВВЭР-1000 были сопоставлены с результатами, полученными с помощью кодов MCU, RADAR и MCNP (опубликованными АЯЭ ОЭСР и, в частности, сотрудниками Агентства по Атомной Энергии Турции). Дополнительно была проведена кросс-верификация полученных результатов, для чего была построена расчетная модель бенчмарка ВВЭР-1000 с помощью кода Serpent. Полученные результаты демонстрируют хорошую сходимость с результатами других прецизионных кодов и подтверждают корректность построенных в OpenMC и Serpent расчетных моделей. Работа подтверждает возможность использования OpenMC для точного моделирования нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000, что актуально для задач проектирования и анализа безопасности современных ядерных энергетических установок. Методология, реализованная в данной работе, может быть использована для последующего моделирования и анализа новых конфигураций активных зон различных реакторных установок.
Организационные подразделения
Организационная единица
Институт ядерной физики и технологий
Цель ИЯФиТ и стратегия развития - создание и развитие научно-образовательного центра мирового уровня в области ядерной физики и технологий, радиационного материаловедения, физики элементарных частиц, астрофизики и космофизики.
Описание
Направления исследований:
- Полномасштабные тренажеры для АЭС
Создание моделей, предназначенных для расчета нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны, реактора, оборудования 1-го контура для эксплуатирующихся и строящихся АЭС. Полномасштабные тренажеры, разработанные с участием наших специалистов, используются на Калининской, Ростовской, Ленинградской и Нововоронежской АЭС
- Программы расчетной поддержки эксплуатации АЭС
Разработка и создание программ и алгоритмов расчетной поддержки эксплуатации АЭС
- Учебные лаборатории
Разработка учебных лабораторий для университетов, а также учебно-методических материалов к ним
- Прецизионные расчеты
Проведение расчетов тепловыделяющих сборок и реакторных систем с привлечением прецизионных нейтронно-физических кодов как отечественной, так и зарубежной разработки. А также выполнение расчетов транспортных и космических ядерных энергетических установок