Диссертация

Автор: Чичулин, Николай Львович

Название: Расчетное исследование поведения реактивности и динамических свойств реакторов РБМК в пусковых режимах

Справка: Чичулин, Николай Львович. Расчетное исследование поведения реактивности и динамических свойств реакторов РБМК в пусковых режимах : диссертация кандидата технических наук : 05.14.03 Москва, 2007 154 c. : 61 07-5/3612

Объем: 154 стр.

Информация: Москва, 2007

Зная зависимость n(t), можно довольно просто численно решить систему (В.1) относительно реактивности, такой метод носит название ОРУ К (обратное решение уравнения кинетики). Алгоритм этого решения обычно реализуется в программе реактиметра. В этом случае реактивность выступает как мера скорости изменения мощности реактора.
Для качественного анализа пространственной кинетики больших реакторов «точечная» модель может быть расширена путём разложения n(r,t) в ряд Фурье по собственным функциям [37, 124]. Такой метод даёт возможность без решения пространственной задачи оценить времена переходных процессов при формировании пространственного распределения нейтронной плотности.
Условно-критический метод расчёта
В [29, с. 31] решение условно-критического уравнения названо наиболее распространённым способом вычисления плотности потока нейтронов и реактивности некритического реактора. Вопрос условно-критического определения реактивности также подробно рассмотрен в работе [116], главные выводы которой состоят в следующем. Чтобы сделать меру отличия реального реактора от критического однозначной, необходимо установить способ измерения «расстояния» между этими двумя реакторами [Ibid, с. 68]. Для этого надо выбрать подгоночный параметр X, влияющий на баланс нейтронов и, изменяя его до значения, соответствующего критическому реактору, получить критический реактор из реактора реального.
Такой реактор называется «условно-критическим» (т.е. критическим при условии, что параметр X соответствующим образом изменён). Наиболее универсальным параметром может служить число нейтронов на акт деления Vf. Тогда традиционное определение реактивности получается, если в качестве подгоночного параметра принять коэффициент перед Vf в виде 1/К^, а в качестве реактивности - функцию типа р(Хр ,XJ = ±(Хр - Хк )/Хр. В этом случае эф = Vf/VfK и р = (к^-l)/K+.
Запишем систему уравнений переноса нейтронов в диффузионном приближении с двумя энергетическими группами мгновенных нейтронов деления и N3an группами источников запаздывающих нейтронов деления без учёта внешних источников нейтронов в виде:
•?7^- = ^Д V Ф, - Е,Ф,+Е21Ф2+(1 - Р^ + ? X, с/
У{ ot , = i = l,Nja„ dt
Применим к ней подгонку с помощью коэффициента при vf так, чтобы реактор стал критическим:
О = УДУ Ф, - Е,Ф,+Е21Ф2+у-О = У1>2 V Ф2 - ?2Ф2+112Ф,
Эта система описывает условно-критический реактор в традиционном понимании. Его отличие от реального реактора состоит в том, что задача решается не для исходного набора констант (Е/, Ц, а для изменённого -(!,, Д, у!у#эф), что приводит к неточности, когда К^ сильно отличается от единицы. Если реактивность стремится к нулю, неточность условно-критического метода также стремится к нулю.
Определение через функцию ценности
Ещё одно определение реактивности как расстояния между критическим и некритическим реакторами вводится через функцию ценности [33, 110] нейтронов [29,103,107] в рамках теории возмущений: р=кэф (<р+,?<Р) где:
Р<р= 1ск'х(у')у?/(г,\')<р(г,\') - оператор деления, 8Р = Р-Р
6<р = (ь-2\р - оператор деструкции, бд = &-6 1<р = Ъ, (г, \)ф{г, - оператор увода,
П = - - единичный вектор направления нейтрона, v р = , (г, у' у)<р(г, V) - оператор замедления.
Тильдой отмечены операторы для возмущённого реактора. Теория возмущений применяется только при небольших изменениях физических свойств реактора. Однако в РБМК извлечение или погружение регулирующего стержня СУЗ, особенно в пусковых режимах (см. их особенности, рассмотренные во введении), далеко не всегда можно отнести к небольшим возмущениям, что затрудняет широкое применение теории возмущений этой области.
Реактивность реактора с внешними источниками и метод умножения
Реактор с внешними источниками нейтронов стационарен только в подкритическом состоянии [111], при этом он работает как умножитель. Если реактивность стремится к нулю снизу, плотность потока нейтронов стремится к бесконечности. Это же следует из «точечной» модели, если в ней учесть внешние источники нейтронов интенсивности Q(t): dt т '- = -1С + dt ii
Коэффициент умножения плотности потока нейтронов: к = ^^ = -т<3 р
Это выражение имеет физический смысл только при р<0, т.е. для подкритического реактора. Поведение критического и надкритического реактора при г-юо не зависит от распределения внешних источников нейтронов - он разгоняется с периодом, соответствующим реактивности, и через конечное время вклад внешних источников в уравнение сводится к нулю.
Пусть в исходном состоянии реактор находится в подкритическом состоянии с реактивностью рь а в результате возмущения он переходит в новое стационарное состояние с реактивностью Р2 = Р1 + 8р, то в соответствии с «точечной» моделью с учётом внешних источников р2п2 = р\щ. Тогда по новому уровню мощности можно найти введённую реактивность: бр = р, J
Если п2 > П], то 8р>0, поскольку pu =-|р,,2|? Такой метод называется методом умножения. Очевидно, что условие применения метода умножения то же, что и у точечной модели вообще - неизменность функции формы плотности нейтронного потока. Это подтверждено, например в [127] при наличии внешнего источника на примерах локальных реактивностных возмущений, вносимых в центре и на периферии активной зоны синтетической расчётной модели.
В работе [126] также рассмотрен вопрос о пространственной нейтронной кинетике в размножающих системах с внешним источником и о применении к ним точечной кинетики с помощью теории возмущений. Там же указано, что применение теории возмущений в этом случае порождает неопределённость в выборе весовой функции, приводящую к неопределённости результатов.
Балансный метод расчёта
Запишем стационарную систему (В.2) уравнений переноса в двугрупповом диффузионном приближении с учётом внешних источников нейтронов в виде: о=у1Ф1-ДФ,+5ыФ2+/;Ф1+е где - операторы диффузии нейтронов в 1-й и 2-й группе, А,,А2 -операторы поглощения нейтронов в 1-й и 2-й группе, Г, - оператор деления, ^2-1Д-2 операторы перевода из группы в группу, Q- интенсивность внешних источников нейтронов, Ф, 2 - плотность потока нейтронов в двух группах.
Для стационарности реактора во всём объёме и в каждой расчётной ячейке отдельно должен соблюдаться баланс нейтронов:
Эффективный коэффициент размножения определяется как отношение числа родившихся нейтронов деления в реакторе к числу поглощённых и покинувших реактор в единицу времени нейтронов [14, 28]:
К* = /^Ф, / рг(Дф, +А2Ф2 - У.Ф, - ЛФ2) (В.4)
Реактивность определяется относительным отклонением Кэф от единицы.
Последние два метода используют одни и те же уравнения переноса с учётом внешних источников. Отсюда следует, что, во-первых, их результаты должны совпадать, если в формуле (В.З) в качестве п использовать среднюю плотность нейтронного потока в реакторе, а за исходную подкритичность р! принять её балансное значение, вычисленное по формуле (В.4). Это может служить методом проверки полученных результатов. Во-вторых, реактивность, полученная этими методами, зависит от распределения интенсивности внешних источников нейтронов, в чем состоит их принципиальное отличие от условно-критического метода.
К чему приводит подобное различие в подходах к расчёту реактивности? Рассмотрим, например, реактор после остановки. Распределение интенсивности внешних источников нейтронов в нем со временем меняются. Это означает, что в модели с внешними источниками подкритичность реактора также меняется, а при условно-критическом методе - остаётся постоянной.
Рассмотрим ещё одну ситуацию, когда в активную зону заглушённого реактора вносится один или несколько произвольно расположенных искусственных источников нейтронов. Тем самым подкритичность по модели с внешними нейтронами тоже соответствующим образом меняется. Но координаты и количество стержней СУЗ, необходимых для вывода реактора в критическое состояние, при этом не меняются. Отсюда следует, что эффективность стержней в модели с внешними нейтронами зависит от внешних факторов, не связанных, вообще говоря, с размножающими свойствами реактора. Это свойство физической модели, учитывающей внешние источники нейтронов, может приводить к несоответствию получаемой с её помощью эффективности стержня СУЗ и его реального влияния на распределение размножающих свойств в реакторе.
Измерение подкритичности РБМК
Для штатного экспериментального определения подкритичности реактора РБМК используется «точечная» модель. Схематично процедуру измерения можно описать следующим образом [31]. Реактор штатным образом выводится в критическое, а затем надкритическое состояние, вследствие чего его нейтронная мощность начинает расти. Когда мощность увеличивается на 3-4 порядка, реактивность «компенсируется» до нуля стержнями РР. После этого все оставшиеся извлечёнными стержни СУЗ одновременно погружаются в активную зону реактора, и его мощность начинает падать.
Подавая на вход реактиметра нейтронную мощность реактора, методом ОРУК можно найти введённую реактивность (отрицательную), по модулю равную подкритичности реактора. При проведении эксперимента значение средней мощности реактора не известно, поэтому на вход реактиметра в качестве п подаются преобразованные в том или ином виде показания датчиков пускового диапазона. При численном моделировании расчётная средняя мощность реактора известна, поэтому можно использовать её. Точность такого метода соответствует точности «точечного» приближения в данной ситуации, т.е. она тем больше, чем меньшая деформация распределения плотности нейтронного потока происходит в процессе сброса стержней.
Для контроля плотности нейтронного потока в активной зоне реактора РУ
РБМК и формирования аварийных сигналов в диапазоне мощности от 10" до 0,05 Л^ном штатно применяются периодомеры ИСС с датчиками КНТ-31 л рабочий диапазон до 10 #ном), расположенные в каналах бокового отражателя, л и боковые камеры (БИК) с датчиками типа КНК-56 (от 10' #„<,„) и КНК-53М (от 10*7 уУном), расположенные за боковым отражателем.
Известный недостаток системы, основанной на показаниях камер, расположенных за активной зоной, состоит в том, что при локальном возмущении она неспособна дать точную информацию о распределении плотности нейтронного потока внутри активной зоны. С целью восполнения этого недостатка в 1989 г. в МИФИ была разработана автоматизированная измерительная система (АИС) «Кентавр» [6, 31]. Впервые она была применена при физическом пуске РУ 3-го энергоблока САЭС. В настоящее время АИС «Кентавр» применяется на Смоленской и Курской АЭС.
Эта система состоит из набора внутризонных пусковых детекторов и компьютерного блока, по специальной программе обрабатывающего получаемые от них сигналы. Число задействованных детекторов N меняется от пяти до двенадцати; основных критериев их расположения два: равномерность по активной зоне и максимальное соответствие показаний изменению средней мощности реактора, что предварительно проверяется численными расчётами. Расчёт подкритичности проводится следующими способами [8, 31]:
1. Расчёт подкритичности по суммарному сигналу всех детекторов: п р0| = р(/1), где /?-(г) = ?/,(0, п - число детекторов системы.
2. Поправка вычисляемого в п. 1 значения подкритичности р01(0 на изменение средней форм-функции плотности потока нейтронов (р{0 всех
3. Вычисление подкритичности по сигналу, полученному суммированием сигналов детекторов с учётом ценности нейтронов Ф+, которая принимается равной значению сигнала в текущем (при наличии градуированных датчиков) или в исходном критическом состоянии: IV = -, где Ф* = /,(0 или
4. Поправка вычисленных по сигналу каждого детектора значений подкритичности р, =р(/() на изменение форм-функции плотности потока нейтронов при сбросе стержней:= где 1 А значения усредняются: р04 = - > р .
5. Поправка сигнала каждого детектора на изменение функции формы: = и вычисление значений подкритичности как р^=р(/Д
Полученные величины усредняются: р05 =-Ур(Я.
Разброс значений реактивностей р„ полученных по разным детекторам, отражает пространственную деформацию нейтронной плотности при сбросе стержней СУЗ, и коррекция их показаний призвана по мере возможности учесть пространственные эффекты и приблизить показания детекторов во время сброса к поведению средней мощности реактора. Увеличение числа детекторов служит той же цели.
Рассмотрим какой-либо конкретный эксперимент по измерению подкритичности реактора. Координаты и количество извлечённых до сброса стержней СУЗ, так же, как и координаты и количество использованных детекторов АИС, считаем заданными. Назовём «идеальным» результат, который был бы получен методом ОРУК по поведению средней мощности реактора, если бы оно было известно точно. Этот результат существует в природе, но экспериментаторам он не известен, поскольку точно неизвестно поведение самой средней мощности реактора при пусковых измерениях. Цель использования АИС «Кентавр» состоит в том, чтобы приблизить результат реального измерения preai к идеальному pid. При такой постановке задачи погрешность измерения, назовём её внешней (external) погрешностью метода, есть относительное отклонение реального результата от идеального: g P real Р id
Это систематическая погрешность метода [87], вызванная несовпадением показаний детекторов поведению средней мощности реактора. Её причины -небольшое количество детекторов, различная их установка, недостаточно точная корректировка и т.п. Понятно, что результат идеального измерения pid не зависит от числа детекторов, да и вообще от наличия или отсутствия измерительной системы как таковой. Возникает вопрос, а будет ли сам идеальный результат pid константой для данного реактора в данный момент времени или он тоже зависит от набора некоторых дополнительных условий?
Иными словами, необходимо выяснить, существуют ли внутренние условия проведения эксперимента, влияющие на pjd. В качестве таких условий в первую очередь логично предложить некоторую свободу выбора стержней, с помощью которых реактор был выведен в критическое состояние. Такая свобода существует. Действительно, общее число стержней СУЗ, конструктивно пригодных для извлечения при пуске, составляет 140-150 штук, тогда как реально для штатного вывода обычно требуется около 90 штук. Кроме того, известно, что вывести реактор в критическое состояние можно и меньшим количеством стержней. Ещё один потенциальный внутренний источник погрешности измерения - динамический диапазон мощности при сбросе, т.е. та нейтронная мощность, которой обладает реактор на момент сброса. Если эта мощность недостаточно велика, в процессе измерения подкритичности может проявиться влияние внешних источников нейтронов, которое приведёт к занижению результата.
Если зависимость pid от выбора стержней или иных внутренних факторов существует, это означает наличие у метода сброса погрешности внутреннего (intrinsic) характера 8Шг, которую невозможно уменьшить улучшением внешнего измерения, т.е. увеличением числа датчиков или совершенствованием коррекции их показаний. Эта погрешность также относится к систематическим погрешностям метода. Так как обе погрешности независимы, суммарная погрешность метода будет равна:
Это означает, что нет практического смысла делать внешнюю погрешность (например, увеличивать количество детекторов АИС «Кентавр») меньше внутренней погрешности. Действительно, пусть в исходной ситуации обе погрешности равны: 8?ntr = 8at => * 1,414«. Пусть внешнюю погрешность измерения удалось сделать в два раза меньше, тогда 8г = 8exlJ\?5 *l,128exl, т.е. уменьшение суммарной погрешности составит всего 20 %. Таким образом, при исследовании должна быть решена задача численной оценки погрешностей метода сброса, проистекающих от внутренних факторов: набора стержней СУЗ и динамического диапазона мощности.
Интересный взгляд на проблему измерения большой подкритичности излагается также в [38].
Регламентные требования к проведению пуска
Процедура пуска реактора, регламентные требования к обеспечению безопасности и стратегия перегрузок описаны в нормативных документах [99, 108, 109]. Обобщая эти требования, можно отметить те из них, которые непосредственно влияют на поведение реактивности при пуске.
При определении последовательности перегрузок должны выполняться следующие требования безопасности: расчётное значение радиального коэффициента неравномерности Кг энерговыделения с извлечёнными стержнями СУЗ не должно превышать 2,5 для рабочего состояния реактора на номинальном уровне мощности; расчётное значение Кг с полностью погруженными стержнями СУЗ (исключая стержни быстрой аварийной защиты) в холодном заглушённом состоянии реактора не должно превышать 3,5.
При выводе реактора в критическое состояние стержни СУЗ извлекаются сначала группами по четыре стержня с выдержкой 2 мин после извлечения, потом группами по два стержня с выдержкой 2 мин, затем по одному стержню шагами не более 1 м, не допуская периода роста мощности по ИСС менее 60 с.
После достижения критического состояния подъем мощности производится с периодом не менее 60 с и реактивностью по реактиметру не более 0,01 (3Эф, при этом в управлении должно находиться не более двух стержней РР. Вывод реактора в критическое состояние отражается в стандартном бланке, в котором указываются время, извлечённые стержни, показания ИСС, а также момент достижения критического состояния.
Из приведённых требований видно, что, во-первых, не конкретизируется, к какой модели относится условие Кг< 2,5: условно-критической или с учётом внешних источников нейтронов. Для подкритического реактора различие между ними принципиально. На практике используется расчётная условно-критическая плотность потока нейтронов, полученная по программе БОКР-МКУ [118]. Во-вторых, стандартный бланк вывода реактора в критическое состояние содержит только координаты стержней, которые можно извлекать, но не содержит стержней максимальной эффективности, которые в данный момент извлекать нельзя. Эти данные могут существенно повысить уровень информационной поддержки пуска РУ.
Рассмотрим перечень ядерно-опасных работ, проводимых на заглушённом реакторе. Локальные реактивностные возмущения в заглушённый реактор можно внести следующим образом: извлечением дополнительного поглотителя из ТК; извлечением стержня СУЗ; загрузкой ТВС; заполнением или опорожнением ТК.
При этом разрешается последовательно извлекать из активной зоны не более пяти стержней СУЗ, расположенных на расстоянии не менее 2 м друг от друга. Для проверки достаточности этого требования, для условий заглушённого реактора необходимо найти максимальную эффективность группы из пяти стержней СУЗ, расположенных не ближе 2 м друг к другу и сопоставить её с подкритичностью реактора.
Также регламент требует, чтобы вывод реактора в критическое состояние проводился не ранее, чем через двое суток после остановки. Концентрация Хе135 через 50 часов после остановки равна примерно 20 % его концентрации на номинальной мощности. Это означает, что для моделирования реактора в этих условиях необходим программный модуль динамического пространственного расчёта концентрации пары элементов Хе135-1135.
Программные средства и методика моделирования РБМК
Со временем роль численных расчётов в моделировании РБМК постоянно повышается, что обусловлено накоплением опыта создания и использования программ и ростом мощности компьютеров, способствующим, в свою очередь, применению всё более сложных физических и математических моделей.
В последние годы основным средством численного анализа безопасности РУ РБМК служат связанные трёхмерные (3D) полномасштабные динамические программные комплексы (ПК). Такие комплексы состоят из программных блоков, описывающих основные физические явления, происходящие в реакторе, основные конструктивные узлы, и управляющих потоком данных между другими блоками. Это модули нейтронной кинетики, теплогидравлики, термомеханики, СУЗ, концентрации ксенона, обработки исходных данных и т.д. Модели, заложенные в подобные программы, определены с учётом особенностей реализации. Так, для моделирования нейтронной кинетики РБМК в основном используются диффузионные ячеечные модели с двумя энергетическими группами мгновенных нейтронов деления. Возможность их использования подтверждена многолетним опытом. Для моделирования теплогидравлики применяются в основном однофазные квазистационарные модели [89, 90], хотя с созданием динамического комплекса DINA-SERPENT и связки SADCO-ATHLET наметилась тенденция замены их многофазными динамическими моделями типа SERPENT [45,70,34] и ATHLET [122].
В настоящее время в России для статических расчётов РБМК официально аттестованы следующие инженерные программные комплексы: STEP AN (РНЦ
КИ) [123], SADCO (НИКИЭТ) [18], ЭНЕРГИЯ (ВНИИАЭС) [9], BARS-COTT (РНЦ КИ) [1,2]. Для расчётов реактивностных аварий аттестован только комплекс STEP AN. Помимо аттестованных комплексов широко используются также верифицированные программные комплексы ПК DINA-РБМК [11], KORAT-3D (ВНИИЭФ) [145], ACADEM (ФЭИ) [19].
Важнейшим этапом пуска РБМК является вывод его из заглушённого в критическое состояние с помощью постепенного извлечения стержней СУЗ. В течение первых лет эксплуатации энергоблоков АЭС с РБМК порядок извлечения стержней при пуске определялся из физико-геометрических соображений - стержни извлекались максимально геометрически равномерно, не допуская перекосов нейтронной плотности. Первая штатная компьютерная программа, предназначенная для расчёта пусковой последовательности, появилась в начале 80-х годов. Это была двумерная условно-критическая программа БОКР-МКУ, вариант использовавшейся ранее программы БОКР. На многих энергоблоках она используется до сих пор, за исключением Курской АЭС, где используется ПК SADCO.
Обычно последовательность извлекаемых стержней рассчитывается в следующем порядке [ напр. 5]. Начиная с заглушённого состояния реактора, находятся несколько стержней - кандидатов на извлечение, расположенных в области минимумов плотности нейтронного потока. Из них на основании дополнительных критериев выбирается один. Дополнительным критерием может служить, например, геометрический - расстояние между стержнями или равномерность их распределения по активной зоне. Правильно выполненный расчёт должен гарантировать плавное уменьшение подкритичности реактора и максимальную равномерность распределения нейтронной плотности при достижении критического состояния.
В настоящее время регламентными документами все программы расчёта пуска ограничиваются поиском стержней, которые можно извлекать. Нет штатных программ, предназначенных для расчёта стержней СУЗ максимальной эффективности, которые извлекать нельзя, В связи с этим отсутствует возможность контроля равномерности распределения размножающих свойств по активной зоне в заглушённом и критическом реакторе. Создание таких программ и внедрение их в штатную практику позволит увеличить степень и достоверность информационной поддержки пуска РБМК и тем самым повысить эксплуатационную безопасность РУ РБМК.
Различные программы моделирования РБМК по-разному решают и проблему неопределённости экспериментальных данных для расчётов. Основные источники их погрешностей следующие:
Положение стержней СУЗ. Известно с точностью ± 10 см [105].
Выгорание топлива в канале. Погрешность его не документирована, но можно предположить, что она не меньше, чем погрешность двумерного расчёта энерговыделения по программе ПРИЗМА, которая может превышать 10 % [61].
Профиль выгорания по высоте канала. Экспериментально не известен.
Расходы теплоносителя в каналах. Точность около 5 % [104].
Концентрация Хе135. Состояние реактора никогда не бывает полностью статическим из-за перемещения стержней СУЗ и перегрузок. Так как постоянная времени изменения концентрации ксенона составляет несколько часов, она никогда не бывает полностью самосогласованной с нейтронным потоком - так возникают ксеноновые колебания в плане и по высоте активной зоны [10, 7]. Так, период высотных ксеноновых колебаний составляет около суток, а амплитуда изменения нейтронного потока - примерно 10 % [115].
Технологические неопределённости. Это погрешность массы и степени обогащения топлива, плотности и температуры материалов и геометрические неопределённости. К источникам последних можно отнести, в частности, радиационное распухание труб каналов.
Вследствие погрешностей исходных данных результаты численного расчёта тоже имеют погрешность. Это даёт исследователю право дополнять недостающую информацию и корректировать исходные данные так, чтобы результат расчёта с известной точностью совпадал с наблюдаемыми данными. Степень этой коррекции зависит от точности экспериментальных данных.
Рассмотрим, например, вопрос о высотном профиле выгорания и плотности потока нейтронов при пуске. Кипение теплоносителя и конструктивное исполнение регулирующих стержней СУЗ РБМК приводят к несимметричности среднего высотного профиля плотности энерговыделения при работе на номинальной мощности - он всегда немного больше в нижней половине активной зоны, из-за чего выгорание топлива в нижней половине в среднем также немного выше.
При пуске в отсутствии кипения теплоносителя высотный профиль плотности потока нейтронов в критическом состоянии определяется высотным профилем выгорания топлива. Поэтому высотная несимметричность выгорания влечёт за собой существенную высотную несимметричность плотности потока нейтронов. Так, в отличие от номинального режима (рис. 11), плотность нейтронного потока при пуске в критическом состоянии имеет резкий максимум в верхней половине активной зоны (рис. 12) с коэффициентом неравномерности К2 около 3. В этих условиях степень чувствительности результатов расчётов пусковых режимов к вариации высотного профиля выгорания очень высока, следовательно, без его правильной оценки получить корректные конечные результаты невозможно.
В большинстве случаев высотный профиль выгорания не может быть непосредственно получен из эксперимента. В существующих ячеечных программах он обычно определяется исходя из косвенных экспериментальных данных - высотных профилей нейтронного потока в пусковом режиме. Если эти профили известны из показаний высотных датчиков, то можно восстановить и высотный профиль выгорания, начиная с некоторого начального профиля. Такой подход имеет свои недостатки, главные из которых - отсутствие достаточной информации с датчиков, механистичность и необходимость ещё до расчётов иметь начальный профиль, который можно задать только подбором, например, гармоническим рядом. Эти недостатки приводят к возможности внесения существенной ошибки, например, при недостаточной исходной информации. Кроме того, таким методом сложно рассчитать, как различаются профили выгорания в топливных каналах разного обогащения и разного положения относительно стержней СУЗ, и в результате используется единый профиль для всех топливных каналов [20]. Но очевидно, что это очень грубое приближение. Например, профиль выгорания топлива в канале по соседству со стержнем РР должен отличаться от профиля в канале рядом со стержнем УСП, поскольку поглотитель стержня РР почти всегда находится сверху на уровне середины активной зоны, а у стержня УСП -введён снизу на треть высоты активной зоны. Это приводит к разному среднему во времени высотному профилю нейтронной плотности в этих каналах, следовательно, и к разным профилям выгорания. Методом механической подгонки под показания датчиков такие отличия уловить очень сложно.
Ещё одна причина с осторожностью использовать экспериментальные данные с высотных датчиков на номинальном уровне мощности - это высотные ксеноновые колебания [115]. Их период - около суток, и никогда не известно точно, к какой точке по времени этого периода относятся данные с датчиков.
Рассмотренные соображения свидетельствуют о необходимости разработки более обоснованных физически методов расчётного восстановления высотных профилей выгорания топлива в РБМК для ячеечных программ.
Говоря о численном анализе безопасности РБМК, нельзя не упомянуть о проводящемся в последние годы углублённом обосновании безопасности (У ОБ) РУ АЭС с РБМК [98]. В рамках У ОБ среди прочего проводится численный анализ последствий реактивностных проектных аварий, в число которых входит несанкционированное извлечение (т.н. «самоход») стержней и групп стержней СУЗ. В настоящее время анализ таких аварий проводится только на номинальном уровне мощности и на 5 % номинального уровня [15]. Однако рассмотренные особенности пусковых режимов указывают на необходимость проведения подобного анализа и на минимальном физическом уровне мощности в подкритическом и критическом состоянии. Действительно, низкая начальная температура топлива в начале аварии может приводить к большей задержке возникновения отрицательной обратной связи, чем при подобной аварии на 5 % NH0U или, тем более, на 100 % NH0M, следовательно, переходной процесс может развиваться значительно быстрее. Такой подход находится в согласии с рекомендациями Международной группы по ядерной безопасности INSAG [130].
Заключение по обзору
В отличие от условно-критической модели, реактивность в пространственной модели с внешними источниками нейтронов зависит от их распределения, которое не связано напрямую с размножающими свойствами реактора. Это означает, что есть необходимость расчётного исследования взаимного соотношения результатов этих двух моделей.
Так как экспериментальный метод определения подкритичности РБМК основан на «точечной» модели, а вывести реактор в критическое состояние можно разными группами стержней СУЗ с разной степенью пространственной деформации плотности нейтронного потока, необходимо исследовать зависимость получаемых результатов от выбора этих групп.
Поскольку стандартное расчётное обеспечение пуска реактора содержит только координаты погруженных стержней минимальной эффективности, предназначенных к извлечению, для повышения безопасности эксплуатации РУ есть необходимость дополнить эту информацию прогнозным расчётным поиском стержней и групп стержней СУЗ максимальной эффективности, которые в данный момент извлекать нельзя. Это позволит контролировать равномерность распределения размножающих свойств по активной зоне в заглушённом и критическом реакторе. Найденные таким образом стержни также можно использовать для численного анализа реактивностных аварий с несанкционированным извлечением стержней и групп стержней СУЗ на физическом уровне мощности.
Используемые сейчас способы восстановления высотного профиля выгорания топлива РБМК для ячеечных диффузионных программ не позволяют достаточно подробно и точно вычислить его в разных каналах. Существует необходимость разработки более обоснованных методов его расчёта.

Скачивание файла!

Для скачивания файла вам нужно ввести
E-Mail: 4142
Пароль: 4142
Скачать файл.