Simulation of pressurized water reactor to find the best control solution

Abstract

Оскільки одночасно неможливо контролювати всі технологічні й теплові параметри роботи ядерного реактора, розроблено вертикально розподілену модель управління цим реактором, що дає змогу визначити аксіальний офсет та проаналізувати поведінку теплових і нейтронно-фізичних процесів окремих зон активної зони у разі борного регулювання і переміщення стрижнів, а також регулювати потужність ядерного реактора. Для десяти вертикально розподілених зон проаналізовано нейтронні й теплові процеси в активній зоні реактора, а також зміну аксіального офсету під час скидання навантаження реактора під впливом переміщення стрижнів та збільшення концентрації борної кислоти. Мета цієї публікації полягає у розробленні вертикально розподіленої моделі об’єкта та використанні інформаційної технології для знаходження найкращого рішення щодо управління водо-водяним енергетичним реактором.

Since it is impossible to simultaneously control all technological and thermal parameters of the nuclear reactor, a vertically distributed model of a power unit was developed, which allows determining the axial offset and analyzing the behavior of thermal and neutron-physical processes of individual zones in core during boron control and movement of rods, as well as regulating the power of the nuclear reactor. For ten vertically distributed zones, neutrons and thermal processes in the reactor core were analyzed, as was the change of the axial offset during the discharge of the reactor load under the influence of the movement of the rods and the increase in the boric acid concentration. The purpose of this publication is to develop a vertically distributed model of the facility and use information technology to find the best solution for the control of a pressurized water reactor.