Разработка комплексной модели ИЯУ МБИР с использованием среды динамического моделирования simintech и расчетного кода priset

25.12.2016 2016 - №04 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

И.А. Паршиков Ю.А. Долгов И.А. Ларионов А.М. Щекатуров

https://doi.org/10.26583/npe.2016.4.13

Анализ безопасности реакторной установки при ее проектировании требует применения не только расчетных кодов для анализа процессов разной природы, но и удобных средств разработки математических моделей технологических систем. Средства моделирования должны обеспечивать проведение многовариантных оптимизационных расчетов, позволяющих проектировщику и (или) конструктору проверять принимаемые проектные решения и уточнять конструкцию, состав и параметры работы технологических систем. Любое внесение изменений в проектно-конструкторскую документацию должно сопровождаться анализом их влияния не только на конкретную систему, но и на всю реакторную установку (РУ) в целом. Своевременную и необходимую расчетную проверку обеспечивает комплексная модель динамики.

Создана комплексная модель ИЯУ МБИР с жидкометаллическим натриевым теплоносителем с помощью среды динамического моделирования SimInTech и одномерного связанного нейтронно-физического и теплогидравлического кода PRISET. Выполненная в виде инженерного инструмента модель представляет собой программную реализацию процессов различной природы в реакторной установке и содержит математические модели всех важных для безопасности технологических систем. Проведена модернизация среды динамического моделирования SimInTech и расчетного кода PRISET. Разработанный интерфейс пользователя совместно с моделью алгоритмов обеспечивает возможность выполнения комплексных расчетов в обоснование безопасности РУ. Проведенные тестовые расчеты с получением локальных и интегральных параметров в переходных процессах подтверждают работоспособность комплексной модели ИЯУ МБИР.

Состав средств моделирования комплексной модели обеспечивает ее использование в качестве тренажера для обучения оперативного персонала, а также в виде инструмента для отработки человеко-машинного интерфейса при создании пультов оператора.

Область применения комплексной модели не ограничена ИЯУ МБИР. Она может быть применена для анализа безопасности любых исследовательских реакторов бассейнового типа, исследовательских реакторов, охлаждаемых водой под давлением, промышленных реакторных установок бассейнового типа, а также реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.

Ссылки

1. Svyatkin M.N., Izhutov A.L., Zhemkov I.Y. et. al. Purpose and priority tasks of a Russian multifunction fast research reactor. – Kyoto: Book of Extendedsynopses, FR09, 2009. – PP. 115-120.
2. Габараев Б.А., Лопаткин А.В. Третьяков И.Т., Хмельщиков В.В., Аксенов В.Л. Исследовательские реакторы – Взгляд в будущее. // Атомная энергия. – 2007. – Т. 103. – Вып. 1. – С. 65-70.
3. Драгунов Ю.Г., Третьяков И.Т., Лопаткин А.В., Романова Н.В., Лукасевич И.Б. Многоцелевой быстрый исследовательский реактор (МБИР) – инновационный инструмент для развития ядерных энерготехнологий. // Атомная энергия. – 2012. – Т. 113. – Вып. 1. – С. 25-28.
4. Платонов И.В., Ларионов И.А., Долгов Ю.А. Связанный нейтронно-физический и теплогидравлический программный комплекс PRISET-MBIR для исследования переходных и аварийных режимов и обоснования безопасности. // ВАНТ. Сер. Обеспечение безопасности АЭС. Исследовательские реакторы. –2013. – Вып. 33. – С. 59-67.
5. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. – М.: Атомиздат. – 1968. –238 с.
6. Козлов О.С., Кондаков Д.Е., Скворцов Д.М., Тимофеев К.А., Ходаковский В.В. Программный комплекс для исследования динамики и проектирования технических систем. // Информационные технологии. – 2005. – № 9. – С. 20-25.
7. Паршиков И.А., Петухов В.Н., Тимофеев К.А., Ходаковский В.В. Программный комплекс SimInTech для моделирования сложных технических систем. / Труды Международной научно-технической конференции «Компьютерное моделирование 2013». – СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2013. – С. 82-87.
8. Колесов Ю.Б. Объектно-ориентированное моделирование сложных динамических систем. – СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2004. – C. 10-21.
9. Щекатуров А.М., Паршиков И.А. Концепция модельно-ориентированного проектирования АЭС с использованием программного комплекса SimInTech. / Сб. трудов научно-технической конференции «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика-2012)». – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2012. – C. 79.
10. Петухов В.Н., Паршиков И.А., Щекатуров А.М., Тимофеев К.А. Модельно-ориентированное проектирование в SimInTech. // Атомный проект. – 2014. – № 17. – С. 54-58.
11. Баум Ф.И., Козлов О.С., Паршиков И.А., Петухов В.Н., Тимофеев К.А., Щекатуров А.М. Программное обеспечение SimInTech для программирования приборов систем управления. // Атомная энергия. – 2012. – Т. 113. – Вып. 6. – С. 354-357.
12. Щекатуров А. М., Тимофеев К.А., Козлов О.С. Методика разработки функционального программного обеспечения АСУ ТП ЯЭУ с применением модельно-ориентированного подхода в SimInTech. // Университетский научный журнал. – 2015. – № 15. – С. 80-87.
13. Щекатуров А. М. и др. Методика разработки функционального программного обеспечения АСУ ТП ЯЭУ с применением модельно-ориентированного подхода в SimInTech. / Сб. трудов Международной научно-технической конференции «Компьютерное моделирование - 2015». – СПб.: Изд-во СПбГПУ. – C. 140-152.
14. Лебедев В.О., Толоконский А.О. Королев С.А., Власов В.А. Внедрение опыта создания АСУ ТП объектов атомной отрасли на базе ПТК Умикон в учебный процесс. // Известия вузов. Ядерная Энергетика. – 2014. – №2. – С. 149-155.
15. Бибиков В.В., Кольцов В.А., Насташенко В.А., Харченко С.А. Автоматизация контроля и управления электромеханическим оборудованием атомной электростанции. // Атомный проект. – 2013. – № 15. – С. 66-68.
16. Паршиков И.А., Петухов В.Н., Тимофеев К.А., Щекатуров А.М., Боровицкий С.А., Шмаков Д.Ю. Разработка и применение комплексной динамической модели реакторной установки СВБР-100 для проектирования опытно-промышленного энергоблока. // ВАНТ. Сер. Обеспечение безопасности АЭС. Исследовательские реакторы. – 2013. – Вып. 33. – С. 5-17.
17. Parshikov I.A.,Petukhov V.N., Timofeeve K.A., Shchekaturov A.M. Simulation of nuclear power plant with heavy liquid metal-cooled reactor in SimInTech. St. Petersburg. // Humanities & Science University Journal. – 2013. – №5. С. 144-156.
18. Паршиков И.А., Щекатуров А.М., Тимофеев К.А., Петухов В.Н., Ходаковский В.В. Создание комплексной модели динамики реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем с использованием среды разработки SimInTech. / Труды Международной научно-технической конференции «Компьютерное моделирование - 2013». – СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2013. – С. 175-182.
19. Паршиков И.А., Петухов В.Н., Тимофеев К.А., Щекатуров А.М., Боровицкий С.А., Шмаков Д.Ю. Разработка и применение комплексной динамической модели реакторной установки СВБР-100 для проектирования опытно-промышленного энергоблока. / Сборник трудов конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях» (ТЖМТ-2013). Том 1. – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2013. – С. 12-13.
20. Черный В.А., Бурьевский И.В., Стогов В.Ю. Оптимизация активной зоны реакторной установки МБИР./ Научно-технический сборник. – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2011. – С. 26-29.
21. Власов М.Н., Корсун А.С., Маслов Ю.А., Меринов И.Г., Харитонов В.С. Моделирование теплогидравлических процессов в активных зонах реакторов на быстрых нейтронах. Сборник трудов научно-технической конференции «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах» (Теплофизика -2012). – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2012. – С. 27-28.

алгоритмы систем управления комплексная модель конструирование нейтронно-физические процессы обоснование безопасности проектирование расчетный код PRISET среда динамического моделирования SimInTech реакторная установка МБИР теплогидравлические процессы

Ссылка для цитирования статьи: Паршиков И.А., Долгов Ю.А., Ларионов И.А., Щекатуров А.М. Разработка комплексной модели ИЯУ МБИР с использованием среды динамического моделирования simintech и расчетного кода priset. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 4. – С. 133-145. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.4.13 .