Аварии с потерей потока (LOFA) - одна из основных аварий на ядерных реакторах, которая может произойти по нескольким причинам. Анализ поведения ядерных реакторов в случае таких ситуаций является одной из фундаментальных тем исследований в области ядерной энергетики. В рамках данной диссертации разработан мультифизический решатель LOFA для реактора ВВЭР-1000, в котором нейтронные и теплогидравлические расчеты выполняются в переходном режиме. Нейтронные расчеты выполняются с помощью уравнений точечной кинетики (PKE), которые являются упрощенными версиями уравнений динамики реактора. В рамках подхода PKE реализованы четыре различных численных метода, анализ которых проводится при нескольких параметрах для определения наиболее стабильного и точного метода. В нейтронном решателе рассчитываются плотности нейтронов и прекурсоров, а также мощность реактора. В решателе по термогидравлике для моделирования реактора рассматривается одиночный нагретый канал (SHC). Характеристики потока теплоносителя и значения температуры рассчитываются с помощью численно дискретизированных версий уравнений сохранения и уравнений теплопередачи соответственно. Реактивность и массовый расход подаются в решатель для каждого временного шага. Полученные результаты сравниваются с эталонными значениями. Сравнение подтверждает точность разработанного решателя. Работа может быть продолжена путем внедрения автоматического вычисления реактивности между последующими временными шагами.

Loss of flow accidents (LOFA) are one of the major accidents for nuclear reactors that can occur for several reasons. Analysing the behaviour of nuclear reactors in case of such sitation has been one of the fundamental reserch subject in nuclear energy field. In the scope of this thesis, a multi-physic solver of LOFA for VVER-1000 reactor is developed where neutronic and thermal hydraulics calculations are performed in transient mode. Neutronic calculations are made with point kinetics equations (PKE) which are simplified versions of reactor dynamics equations. Four different numerical methods are implemented to PKE approach, analysis are performed under several parameters to determine most stable and accurate method. Neutron and precursor densities are calculated as well as reactor power in the neutronic solver. In thermal hydraulics solver, single heated channel (SHC) is considered to model reactor. Coolant flow properties and temperature values are calculated with numerically discretised versions of conservation equations and heat transfer equations respectively. Reactivity and mass flow rate are provided to the solver for each time step. Obtained results are compared with reference values. Comparisons prove the accuracy of the developed solver. This work can be developed further by implementing automatic reactivity calculator between subsequent time steps.