автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Экспериментальное исследование нейтронно-физических характеристик первой загрузки трехлетнего топливного цикла ВВЭР-1000

Всероссийский научно-исследовательскии институт по эксплуатации атомных электростанции (внииаэс)

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ПЕРВОЙ ЗАГРУЗКИ ТРЕХЛЕТНЕГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ВВЭР-1000

05.14.03 - Ядерные энергетические установки

На правах рукописи

пищиков

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва 1994

Работа выполнена во Всероссийском научно-исследовательском институте по эксплуатации атомных электростанций

Научный руководитель: доктор технических наук,

профессор А.А.Абагян

Официальные оппоненты: доктор технических наук, с.н.с.

кандидат технических наук с.н.с.

Ведущая организация: Московский инженерно-физический Государственный Университет

В.М.Дмитриев Ю.А.Крайнов

Защита состоится "_19_"_мая_1994 г. в 11 час. 00 мин.

на заседании Специализированного совета К.167.01.01 во Всероссийском научно-исследовательском институте по эксплуатации атомных электростанций по адресу: 109507, Москва, Ферганская ул., д.25.

Просим прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации, или принять участие в работе совета.

Автореферат разослан " /9" ОЦ 1994 г.

Ученый секретарь Специализированного совета к.т.н., с.н.с. " _¿.

Е.Я.Березин

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность темы

В настоящее время предъявляются зсе более жесткие требования к безопасности и экономичности действующих и вводимых в эксплуатацию энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000. В' активной зоне таких энергоблоков использовались загрузки 2-летнего топливного цикла. Как показали выполнявшиеся при пуске и в процессе эксплуатации этих блоков исследования нейтронно-физических характеристик активной зоны, существует ряд неразрешенных проблем .

Так, наличие в 2-летних топливных циклах слабообогаиенных по урану-235 (2%) топливных кассет приводит к формированию в начале кампании топлива как на минимально-контролируемом уровне, так и на достаточно малых уровнях мощности (при относительно больших концентрациях борной кислоты в реакторе) положительных значений коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя и отрицательного значения плотностного коэффициента реактивности.

Согласно расчетным анализам в аварийных режимах, связанных с ухудшением охлаждения активной зоны или разгерметизацией первого контура, может достаточно быстро вводиться значительная положительная реактивность при вскипании теплоносителя в активной зоне. Последнее, в свою очередь, может привести к весьма тяжелым последствиям, как это имело место на Чернобыльской АЭС. В соответствии с "Правилами ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" значения коэффициентов реактивности по удельному объему, по температуре теплоносителя, по температуре топлива и по мощности не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора.

Чтобы удовлетворить таким требованиям по безопасности эксплуатации АЭС, наиболее приемлемым способом по всем показателям является полный переход на трехгодичную кампанию топлива, в которой, согласно расчетам, ожидаются необходимые знаки коэффициентов реактивности по параметрам теплоносителя. В этой свя--зи в отрасли было принято решение о переводе введенных в эксплуатацию энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 с двухгодичном на

трехгодичную кампанию топлива, а пуск новых энергоблоков осуществлять только с загрузками трехлетнего топливного цикла. Его особенностями являются повышение обогащения топлива подпитки до 4.4 % и наличие выгорающих поглотителей в свежих тепловыделяющих сборках обогащением 4.4 Такой топливный цикл улучшает экономические показатели. Расход природного урана в этом случае по сравнению с 2-летним топливным циклом снижается на 10%. Использование для подпитки 54 кассет вместо 82 (как в двухлетнем топливном цикле) уменьшает также стоимость транспортировки и хранения топливных сборок.

В соответствии с задачами перевода серийных реакторов ВВЭР-1000 на трехгодичную кампанию топлива в активную зону вводимого в эксплуатацию энергоблока N5 Запорожской АЭС (РУ В-320) была установлена первая (головная) топливная загрузка 3-летнего топливного цикла.

Экспериментальные данные о нейтронно-физических характеристиках головной загрузки 3-летнего топливного цикла в реальных условиях эксплуатации отсутствовали. На стадии технического проектирования реакторной установки (РУ) ВВЭР-1000 основные нейтронно-физические характеристики активной зоны в различных состояниях были получены только расчетным путем. Именно поэтому экспериментальному исследованию физических характеристик активной зоны в период физического пуска и освоения проектной мощности блока N5 Запорожской АЭС уделялось пристальное внимание и объем экспериментов был значительно увеличен по сравнению с аналогичным объемом при пуске и освоении проектной мощности блоков с 2-летней кампанией топлива

Цель работы

Целью данной работы являлось разработка средств регистрации параметров реакторной установки и обработки полученных данных и исследование нейтронно-физических характеристик первой топливной загрузки активной зоны блока N5 Запорожской АЭС при различных состояниях РУ ( положении органов регулирования (ОР) систем управления и защиты реактора (СУЗ), концентрации борной кислоты в реакторе, температуре теплоносителя и давлении в первом контуре, мощности реактора и глубине выгорания топлива),

необходимых для разреиения сл-здукыих зопросов:

1) экспериментальное подтверждение безопасной зксплуатлиии сеоийкого реактора ЕВЗР-1000, р^ботавыего з режиме трехгодично;! кампании топлива;

2) получение информации с цепью уточнения констант неит-роннс-физических расчетов топливных ццклсз и, всобце. зыверки :: аттестации комплекса расчетных программ КСБУП < КАССЕТА, ОКА, 5ИПР-7, УНИРАСОС, ПЕРМАК);

3) установление соответствия экспериментально полученных результатов проектным данным и результата» нейтроико-фнзических

■ расчетов, приведенным в альбоме неитроннс-физи^ес:-.:::; характеристик исследуемой топливной зегрузки;

4) получение реальных исходных данных, ^пользуемых в программах расчета протекания динамических переходных и аварийных процессов;

5) выработка рекомендаций по формированию последующих топливных загрузок с 3-годичной кампанией топлива.

Научная новизна

Научная новизна работы заключается в том, что впервые в реальных условиях эксплуатации реактора ЗВЭР-1000 для первой загрузки 3-петчего топливного никла были экспериментально определены, систематизированы и проанализированы п^-лтронно-ризи-ческие характеристики Реакторной установки. ?заработанная на -I основании современных представлении о методиках оасчета неит-ронно-физических характеристик методика оперативно:: компьютерно» обработки зарегистрированной информации позволяет избежать излишнего консераатизма я субъективности. Благодаря анализу показаний системы внутриреакторкого контроля получены уникальные данные о распределении полей энерговьщеления по активной зоне в реальных условиях эксплуатации.

Личный вклад автора

Непосредственно были выполнены следующие работы: участие Ь проведении физических экспериментов, регистрации, обработка И обсуждении экспериментальных данных; разработана методика

компьютерной регистрации, архивизации и расчета нейтронно-физи-ческих характеристик; адаптация и внедрение на блоке N5 Запорожской АЭС регистрационно-вычислитепьных комплексов, создание банка эксплуатационных данных; разработка аппаратно-программного комплекса "ГОРА" на основе ПЭВМ для проведения физических экспериментов.

Практическая ценность и реализация результатов работы

Экспериментальные данные дали возможность внести уточнения в расчетные программы, соответствующие отличительным особенностям рассматриваемого топливного цикла. Полученные экспери ментальные результаты подтвердили повышенную безопасность 3-летнего • топливного цикла и послужили основной причиной корректировки проектной топливной загрузки 3-летнего топливного цикла, что и было сделано для блока N 4 Балаковской АЭС. Изменения проектной топливной загрузки заключались в следующем:

- для увеличения эффективности рабочей группы ОР СУЗ с целью повышения динамической устойчивости работы блока N4 Балаковской АЭС выполнена перестановка TBC с различным обогащением по урану-235;

- для уменьшения критической концентрации борной кислоты в реакторе (с целью уменьшения величины температурного и увеличения плотностного коэффициентов реактивности) в 12 TBC (профилированные, с обогащением по урану-235 4.4%) загружены стержни выгорающего поглотителя (СВП) с увеличенным до 0.065 г/кг содержанием бора.

Адаптация и внедрение на блоке N5 Запорожской АЭС программ регистрации и обработки "СОГОП" и "ПОЛЕ", разработанных Ро-венской АЭС совместно с ВНИИАЭС, позволило выполнить экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик и создать банк эксплуатационных данных. Созданный аппаратно-программный комплекс "ГОРА" для регистрации и компьютерной обработки экспериментальных данных внедрен в эксплуатацию на Южноукраинской АЭС и положил начало широкомасштабной автоматизации фи-зэкспериментов на АЭС с ВВЭР (в настоящее время создается для Балаковской АЭС, Ровенской АЭС). Упомянутый комплекс Ч создаваемый на его основе банк данных дают предпосылки для разработки

методического и программного обеспечения в учебных целях.

Лля защиты выдзигаются следующие основные результаты:

1) создан аппаратно-программный комплекс для регистрации параметров РУ, контроля состояния активной зоны и оперативной обработки экспериментальных данных ;

2) впервые определены для первой загрузки трехлетнего топливного цикла:

- температурный и барометрический коэффициенты реактивности при различных концентрациях борной кислоты в реакторе (соответственно различном положении в активной зоне групп ОР СУЗ) и различных температурах теплоносителя и давлении в первом контуре, эффективность отдельных органов регулирования, эффективность 10-6-й групп ОР СУЗ, коэффициенты реактивности по концентрации борной кислоты в реакторе, эффективность аварийной защиты (полная и при застревании в крайнем верхнем положении одного наиболее эффективного органа регулирования) на минимально-контролируемом уровне мощности;

- температурный, мощностной и барометрический коэффициенты реактивности, эффективности ряда групп ОР СУЗ и коэффициенты реактивности по концентрации борной кислоты в реакторе на различных уровнях мощности РУ при различных критических концентрациях борной кислоты в реакторе и различной глубине выгорания топливной загрузки;

- величина отравления реактора ксеноном-135 при увеличении мощности от минимально-контролируемого уровня (МКУ) до 40% Nhom и уменьшении мощности с 67% Nhom до МКУ;

3) исследовано энерговыделение в TBC при различных положениях ОР СУЗ на различных уровнях мощности РУ и различной глубине выгорания топливной загрузки;

4) выполнен сопоставительный анализ экспериментальных и расчетных величин нейтронно-физических характеристик;

5) установлено, в частности, что на малых уровнях мощности РУ (менее 25% Nhom) коэффициенты реактивности по температуре теплоносителя положительны, а барометрический коэффициент реактивности - отрицателен, что противоречит требованиям по безопасности эксплуатации АЭС и результатам нейтронно-физических расчетов, выполненных в обоснование проектной топливной загруз-

ки с 3-годичной кампанией топлива:

- эффективность рабочей (десятой ) группы значительно ниже прогнозируемой расчетом величины, что снижаем динамическую устойчивость работы энергоблока и безопасность егс эксплуатации (в первую очередь в режимах , связанных с отключением ГЦН ( главный циркуляционный насос ) на уровнях мощности менее 75%Nhom, когда не введена в работу УРБ (ускоренная разгрузка блока );

- другие исследования нейтронно-физических характеристик удовлетворяют требованиям по безопасности эксплуатации АЭС и в пределах погрешностей их определения согласуются <~- соответствующими расчетными величинами.

Апробация работы

Содержание работы представлено в материалах Всесоюзного семинара по проблемам физики реакторов (МИФИ 1990г.), в докладе 4-й (1993г.) ежегодной научно-технической конференции Ядерного общества, в трудах VIII международного семинара по .проблемам физики реакторов (1993г.). По теме диссертации выпущено 7 научно-технических отчетов по НИР.

Структура диссертации

Диссертация состоит из введения, мести глав и заключения. Объем диссертации составляет 134 страницы текста, включая 27 рисунков, 26 таблиц и 2 приложения. Список литературы содержит 75 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность темы диссертации, сформулированы решаемые в ней задачи, раскрываются научная новизна и практическая ценность результатов работы.

В первой главе рассматриваются вопросы, касающиеся определения нейтронно-физических характеристик реакторной уст^ноауся,

их упорядочения, и проблемы, связанные с методическим, аппаратным и программным обеспечением физического эксперимента на АЭС с ВВЭР.

Отсутствие комплексного подхода при определении этих характеристик до настоящего времени не позволяло сократить время проведения экспериментов, повысить точность и исключить субъективность при обработке получаемой информации. Используемая для регистрации параметров РУ морально устаревшая аппаратура, которая снята с производства (самописцы типа КСП-4, А-550, А-660), имеет большие габариты, Еес, высокие затраты на транспортировку и ремонт, монтаж и наладку неудобна в эксплуатации и ненадежна. Это порой приводит к ложным результатам и неверному их трактованию.

Штатная система ВМПО СВРК (внешнее математическое программное обеспечение системы внутриреакторного контроля) позволяет принимать сигналы внутриреакторного контроля (ВРК) и восстанавливать энерговыдепение. Но эта система расчитана в основном для стационарных режимов работы реакторной установки. И как выяснилось в ходе исследований, она слишком инерционна и не пригодна для случаев, если стабилизация параметров РУ после их изменения составляет менее 15 - 20 мин.

Дальнейшее развитие методологии экспериментов на реакторных установках должно быть направлено на сокращение времени их проведения и получение окончательных результатов без снижения качества, на повышение безопасности. Этого можно достичь автоматизацией измерений и компьютерной обработки первичной информации за счет использования как специальной измерительно-вычислительной техники, так и штатной измерительно-вычислительной системы, а также совмещением, по-возможности, испытаний, направленных на подтверждение различных характеристик реактора и реакторной установки.

Во второй главе описываются методики проведения экспериментальных исследований и методики обработки получаемых данных для определения нейтронно-физических характеристик реакторной установки, приводится описание дополнительного измерительного комплекса, который использовался на блоке N5 Запорожской АЭС, ,1 комплекса на базе ПЭВМ для регистрации экспериментальных параметров и дальнейшей их обработки.

Накопленный нами опыт организации физэкспериментов на различных уровнях мощности реакторной установки при различной глубине выгорания топливных загрузок позволил разработать общую методологию проведения измерений и автоматизированной компьютерной обработки получаемых данных, что нашло отражение в ряде утвержденных отраслевых документов и печатных работах.

Регистрация параметров РУ в процессе экспериментальных исследований первой трехлетней топливной загрузки на блоке N5 Запорожской АЭС проводилась с использованием штатных средств и дополнительного измерительного комплекса, включающего в себя два прибора измерения реактивности (реактиметры ПИР-4 и "ПАМИР"), два самопишущих прибора типа А-550, самопишущий прибор типа А-650, шестиканальный усилитель преобразователь-нормализатор (УПН), десятиканальный самопишущий прибор типа "Е1КА0ЕЫК1".

При•исследованиях на МКУ на входы реактиметров поступали сигналы от ионизационных камер (ИК), расположенных в резервных каналах N4 и N25.

Помимо Ьеречисленных выше средств дополнительного комплекса для регистрации параметров на энергоблоке N5 Запорожской АЭС и обработки получаемых данных использовались программа расчета коэффициентов и эффектов реактивности "НФХ" (разработчик ВНИИАЭС) и следующие программные комплексы, разработанные совместно с персоналом Ровенской АЭС:

- "СОГОП" ( позволяет регистрировать на магнитном диске штатной .ЭВМ СМ-2М сигналы, принимаемые системой ВРК, и представлять их оперативно в графическом и табличном видах);

- "ПОЛЕ" ( используется для восстановления полей энерговыделения в ТВС, исследования симметрии энерговыделения в активной зоне, сравнения полученных результатов с соответствующими расчетными величинами, а также для архивизации данных по энерговыделению в тепловыделяющих сборках в процессе кампании топлива ). Указанные программы были внедрены на Запорожской АЭС, Южноукраинской АЭС, где использовались для оперативного контроля за параметрами РУ при проведении физических экспериментов.

Использование этих программ позволило создать на магнитных лентах штатной ЭВМ СМ-2И банк данных по принимаемы^ системой ВРК "ГИНДУКУШ" сигналам, зарегистрированным в процессе провесе—

ния экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик (НФХ), при динамических испытаниях, а также при стационарной работе РУ в течение всей первой кампании.

В процессе работы над диссертацией был разработан аппаратно-программный комплекс для автоматизации регистрации необходимого количества реакторных параметров и их компьютерной обработки. Программное обеспечение позволяет также визуально контролировать текуиее состояние реакторной установки по анализу регистрируемых параметров. Существует возможность на основе базы данных динамических и стационарных процессов разработать обучающую систему. Это, безусловно, повысит безопасность ядерно-физического эксперимента и облегчит задачу экспериментатора и оперативного персонала.

В третьей главе рассматриваются полученные впервые для первой загрузки 3-летнего топливного цикла коэффициенты и эффекты реактивности на МКУ мощности при различной глубине выгорании топлива. Эти характеристики сопоставляются с аналогичными расчетными величинами.

В табл. 1 представлены экспериментальные значения интегральных эффективностей б-10-й групп ОР СУЗ (относительная пог-

Таблица 1. Эффективности б - 10-й групп ОР СУЗ, измеренные в процессе их перемещения в активной зоне в штатной последовательности без передачи движения последующей группе, и соответствующие расчетные величины ( Тэф = 0 эфф.сут., реактор на МКУ, не отравлен ксеноном-135 и саиарием-149, рэф = 0.77% )

1 |Номер Эффективность групп ОР СУЗ, % 1

|группы

1

|ОР СУЗ Р1, Погружение Извлечение

Таз, сС кгс Рас- Рас- |

чет чет |

2 см 1

"ПАМИР"|ПИР-4 ИК N25|ИК N4 | |"ПАМИР" | ИК N25 ПИР-4 ИК N4 (*) |

1 6 278.3 - 279 4 160 1 1.02 | 1.01 | 1.01 1 .01 0 67 0.98 |

1 7 278.3 - 280 0 160 0.72 | 0.71 | 0.70 0.72 0 72 0. 67 |

1 8 279.2 - 280 6 160 0.74 | 0.74 | 0.70 0.72 0 74 0. 69 |

1 9 278.4 - 280 2 160 1.35 | 1.36 | 1.31 1.35 1 18 1. 12 |

1 10 1 279.0 - 280 0 160 1 | 0.34 1 0.35 0 34 0.39 | 1

Примечание : (*) - расчет осуществлен с измененными гранитными условиями.

решносгь составляет 5%) , условия, при которых они были получены. Видно, что в пределах погрешности экспериментальные и расчетные значения л^>10, д^>9, л ^>8 ид^7 согласуются. Что касается 6-й группы, то ее эффективность значительно превосходит предсказываемую расчетами величину. Изменения, обеспечивающие несколько меньшие значения обратных величин линейной экстраполяции для радиального отражателя позволяют сократить эту погрешность до 15%. Коррекция граничных условий дает положительный результат и для состояний реакторной установки на мощности.

Значение коэффициента реактивности по концентрации борной кислоты в реакторе, вычисленное при изменении положения ОР СУЗ от Нб=21% (1-5-Я группы на КБ, 7-10-Я группы на КН ) до Н10=80% (1 — 9-Я группы на КВ) и соответственном изменении критической концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура от 6.2 г/кг до 8.2 г/кг, составляет <Зр/йСн3во3= - 2.0-0.1 %/г/кг. Эта величина в пределах погрешности определения согласуется с соответствующим расчетным значением (находящимся в диапазоне от -1.78 до -1.92 %/г/кг ).

На рисунке представлена интегральная и дифференциальная характеристики 9-й группы ОР СУЗ после выгорания топлива на момент кампании 190 эфф. сут. Видно, что расчетная дифференциальная эффективность имеет максимум на высоте активной зоны Наз=85%, а экспериментально измеренная - два максимума на расстоянии Наз= 33 % и Наз=83 % от низа активной зоны. Это указывает на неверное расчетное высотное распределение поля энер-говыдепения и, следовательно, накопление шлаков.

В табл.2 представлены значения температурного и барометрического коэффициентов реактивности при различных положениях ОР СУЗ. При всех состояниях, кроме случая, когда Нб=0 - 20% от низа активной зоны, бр/бт примерно на (0.2 - 3.0)-10 %/"С меньше аналогичных расчетных величин. Из этой таблицы следует также, что при НЮ = 28 % 'Таз = 278.7сС) барометрический коэффициент реактивности отрицателен. Расчетное же значение при Таз = 280дС становится положительным при погружении в активную зону групп ОР СУЗ, начиная по крайней мере, с НЮ = 40 •%. Согласно требованиям безопасной эксплуатации АЭС в области рабочих параметров реакторной установки барометрический коэффициент реактивности должен быть положительным.

~1 -1.

МЧ Н О

о

8 н о

I

й §

о< й о н

•3

63 1"0

Высота группы, %

* - экспериментально измеренные значения интегрально!: эюсектпвности

1 - интегральная эйхектпЕность

2 - дийсгеренциалъная эффективность

3 - расчетная интегральная эффективность

4 - расчетная дшфгеренпкальная эффективность

Рис. Интегральная и дифхерешшальная характеристики 9 -и группы ОР СУ5 ( Задорого кал АЗС, блок 5, 1-я топливная загрузи, Тэс;=151 эсо:. су?., "КУ, Теу=279°С)

Таблица 2. Экспериментальные и расчетные значения температурного и барометрического коэффициентов реактивности при работе реактора на МКУ мощности ( Гэф = О эфф.сут., реактор не отравлен ксеноном-135 и самарием-149, рэф = 0.77%, Таз=280"С, Раз=160 кгс/см2')

1 |Номер Положе- 1 1 -ъ 1 1 -3 1 г'

1регу- ние ре- | й^/ат, ю, 1 %/"С | <Э<э/<ЗР, 10, %/кгс/смI

|лиру- | ющей гулирующей Сн3 во^

1 1

1груп- группы, г/кг |Эксперимент | Расчет |Эксперимент | Расчет |

1 пы % 1 1 1 | 1 1

I 10 30 - 32 8.1 1 1 |-(1.95*0.15)| -5.35 ¡-(0.38*0.05) 1 1 1+0.134 |

1 9 80 - 83 8.0 | -O.32t0.23) | -6.55 1 1 " 1

1 8 84 7.4 |-(1.20*0.10)( -6.92 |-(0.41±0.05) 1+0.23 (

1 7 90 7.1 |-(4.80£0.30)| -9.1 |+(0.30^0.03) 1+0.39 !

1 6 1 0-21 6.2 | -(22 - 2) | > 1 -23.4 | +(1. 5 Ю.2) 1 |+1.5 | I I

Для сравнения в табл.3 приведены значения температурного и барометрического коэффициентов реактивности, полученные при рабочем положении ОР СУЗ на блоках N3 Ровенской АЭС и блоке N1 Запорожской АЭС на МКУ мощности в начале эксплуатации 2-летнего топливного цикла и на блоке N 4 Балаковской АЭС (первая загрузка трехлетнего топливного цикла, сформированная с учетом замечаний ).

Таблица 3. Экспериментальные значения температурного и барометрического коэффициентов реактивности, полученные при пусках блока N3 Ровенской АЭС и блока N1 Запорожской АЭС

1 1 N | блока сн3 во3 , г/кг 1 1 Таз, 1 °с 1 1 НЮ, % 1 1 1 1 кгс / 2 I /см ар/ат, %/"С 1 1 ар/ар, | ю"3, I о %/кгс/см |

|Блок 3 8.3 1 | 260-265 60 | 115 6.6*0 6 1

|Ровен. 8.3 1271-279 53 | 115 6.4 =0 5 1

| АЭС 8.3 | 279 1 52 |151-158 - -(0.9 10.6) |

]Блок 1 8. б' 1 | 279 40 | 162 4.8 ± 1 9 1

|Запо- 1 | 152 - -(0.810.2) |

[рожской 1

| АЭС 1 1

|Блок 4 7.9 1 |270-280 30 | 160 -5.5 1 0 .7 |

|Бала- 8.2 |277-280 75 | 160 -2.310 .2 !

|ковской 7.9 | 280 30 |160-145 - 0.47+0.2 |

| АЭС | 8.2 | 280 1 75 | 160 | - - ( 0 .4 1 0. 2 ) 1

В начале первой кампании трехлетнего топливного цикла при температуре теплоносителя первого контура 280°С расчетные и экспериментальные значения эффективности аварийной защиты в пределах погрешности совпадают. Но при температуре 122ЬС расчет заметно завышает эффективность аварийной защиты (14%). Расчет также завышает эффективность аварийной защиты с учетом застревания наиболее эффективных ОР СУЗ по сравнению с экспериментально измеренными значениями (табл.4).

В четвертой главе на основании результатов исследования данного топливного цикла представлены нейтронно-физические характеристики, полученные при освоении энергетических уровней мощности. Приводится графический материал о дифференциальной и интегральной характеристиках 10-й группы ОР СУЗ при различной глубине выгорания топлива.

Исследования при Ыт = 40%Шом проводились на отравленном ксеноном-135 реакторе (табл.5). При всех исследуемых состояниях РУ было зарегистрировано отрицательное значение температурного коэффициента реактивности. Более того, определявшийся при двух положениях 10-й группы ОР (Н10=80% и Н10=27%), барометрический коэффициент реактивности имеет положительный знак. Это свидетельствует о том, что йр/ЗТн^о отрицательно. Действительно,

согласно расчетам для Ы=40%Мном (Тэф=0эфф.сут. реактор отравлен

— Ъ °

Хе-135) б^)/сЗТиог= -1.9 10 %/С. Так что независимо от положения рабочей группы с^з/йТн2о = сЗ^з/йТ - йр/бТио2 < 0.

Что касается моиностного коэффициента реактивности, то его экспериментальные значения по модулю несколько меньше соответствующих расчетных величин.

Исследования нейтронно-физических характеристик на уровне 95% и 100% от номинального уровня мощности проводили при Тэф=47эфф.сут., Тэф=49эфф.сут., Тэф=72эфф.сут., Тэф=82 эфф.сут. Тэф=148эфф.сут. (табл.6). Было получено, что температурный коэффициент реактивности отрицателен и уменьшается с увеличением эффективного времени работы реактора. Барометрический коэффициент реактивности на номинальном уровне мощности положителен.

-3

По абсолютной величине сЗр/(1Т на (3 - 5) 10 %/сС меньше соответствующих расчетных величин.

В пятой главе обсуждаются результаты исследования ксеноно-вого отравления активной зоны при увеличении мощности реактор-

Таблица 4. Эффективность аварийной защиты и "застрявших" в крайнем верхнем положении отдельных органов регулирования СУЗ (Тэф = 0 эфф.сут., реактор на МКУ, разотравлен по ксенону-135 и самарию-149, рэфф = 0.77% )

Параметры критического состояния РУ

Положение ОР СУЗ

Перед сбросом ОР СУЗ

После сброса ОР СУЗ

Л раз, %

Эксперимент

Расчет

%

Номер ¡Экспе-ячейки|римент

Расчет

1-й сброс АЗ, Н10=62%, Сн3ао3 = 8.12,г/кг, Таз=279.0, "С, Р1=160,кгс/см2

Н10= 85 % Н1-9 = КВ

К1-10= КН

7.45

7.59

2-й сброс АЗ, Н10=71%

CHj BOJ =

8.18, г/кг, Таз=278.7,°С, Р1=159,кгс/см2

Н1-10= КВ

Н1-10= КН

24 яч-КВ 21 яч-КВ

5 .20

6.29

24

1.94

1.35

3-й сброс АЗ, Н10=80%, Сн3 во3 = 8.18, г/кг, Таз=279.6,с С, Р1=158,кгс/см'

Н1-10= КВ

Н1-10=КН 47 яч-КВ 21 яч-КВ

5.46

5.92

Н1-10=КН 47 яч-КВ

5.55

*

5.95

21

0.09

*

0.03

Н1-10=КН

7.10

*

7.35

47

1.46

*

1.40

4-й сброс АЗ, Н10=КВ, Сн3 eOj = 8.40,г/кг, Таз=122.0,сС,

г>

Р1 = 79 .8,кгс/см

Н1-10= КВ

Н1-10= КН

4.30

4.91

U

Примечание: 24 яч-КВ - кластер 13-36 на КВ ( 4-я группа р СУЗ); 21 яч-КВ - кластер 13-30 на КВ ( 1-я группа ор СУЗ); 47 яч-КВ - кластер 11-38 на КВ (9-я группа ор СУЗ); * - были получены дополнительно к расчету НФХ.

Таблица 5. Экспериментальные значения коэффициентов реактивности и некоторых других характеристик активной зоны на мощности N = 40 - 45 %Ыном (стационарное отравление реактора ксе-ноном-135 достигнуто при Н10=85 % )

1 |Тэф., 4 4 ........ 4 4 4 !

|эфф. сут.

|№г,' % 42.4 41.0 44.0 43.0 44.7 |

| ню, % 80 27 0 0 0 1

|Н9 , % 100 100 67 20 0 1

|Н8 , % 100 100 100 100 63 |

(Сн3во3,г/кг 6.5 6.3 6.2 5.8 5.6 |

| (йр/(1И)Твх, -0 • 50!:0.05 -0. 50-0.05 -0. 53-0.05 -0.55Ю.05 -0.58^0.05I

| 103 %/МВт / -0.52 * /- 0.55* /- 0.55* -0.55*

|ао/ат, 1 Ю-3 %/'С -2 .2 10.2 -5. 4-0.5 -5. 6-0.6 -6.8 -0.7 -6.3 -0.6 |

/ -7.19* /- 11.36* /- 12.9* /-13*

|йр/ар, ю"3 0 .15-0.03 0. 50-0.07 -- --

| %/кгс/см-

| дрЮ, % 0 .5 5: 0.03 - - - |

I ЛР9, % I * 1 .1^0.1 - ...... |

* - расчетные значения.

Таблица 6. Экспериментальные значения коэффициентов реактивности и некоторых других характеристик активной зоны на мощности N = 94.2 %Мном, N = 100 - 102 %Ыном, N =83 %Г*)ном (стационарное отравление реактора ксеноном-135 достигнуто при Н10=85%)

1 |Тэф., 47 49 ■ 72 81.6 148 |

|эфф. сут.

|№г, % 94.2 100.3 101.7 101.7 83 ]

| НЮ, % 86 85 85 84 24 |

1Сн3 во3, 5.5 5.45 4.9; 4.77 3.38 |

| г/кг

I (бр/сШ)Твх, | ю"3 %/МВт -0 39-0.04 -0.38^0 03 -0 40 20^04 1 -0.36i0.04 -0.5510.051

-5 .9*0.6 -6.3 ^0 7 -8 3^.0.9 -8.5 - 0.9 -18 .5 - 2.0|

| 105 %/1с

¡ар/ер,ю"3 0 52=0.07 0.7610 10 0 87-0.10 0.88^0.14 1

|%/кгс/см£

| % - - 0.43-0.04!

ной установки от минимально-контролируемого уровня до N=40%Nhom и при уменьшении с N=67%Nhom до минимально-контролируемого уровня мощности.

Были получены следующие величины:

- при увеличении мощности реакторной установки от МКУ до N=40 %Nhom эффект отравления Хе-135 составляет для t = 40 ч д£>Хе = (1.9610.20) % при N=41.1 - 44.1% Nhom. Расчетное же значение д ^>хе для N = 50 % Nhom. равно 2.4 %;

- после снижения мощности с 67% до МКУ при прохождении "йодной ямы" экспериментально измеренная максимальная величина эффекта реактивности отравления реактора ксеноном-135 достигается через 7ч ЗОмин и = -2.28 %.

Шестая глава посвяаена исследованию энерговыделения в активной зоне реактора при рабочем положении 10-й группы ОР СУЗ на различные моменты кампании при различной мощности реакторной установки: Тэф =4 эфф.сут. (N=41.5 %Nhom); Тэф = 7.5эфф.сут. ( N = 74.3 %Nkom); Тэф = 89.7 эфф.сут. ( N = 42.0%Nhom); Тэф = 101.2 эфф.сут. ( N = 72.0 %Nhom). Рассмотрены характеристики неравномерности энерговыделения при выгорании топлива на уровне мощности N=100 %Nhom. и при изменении положения регулирующей группы.

Как было установлено, максимально напряженными являются TBC, расположенные в ячейки N 16 сектора симметрии 30°. Максимальный подогрев теплоносителя также имеет место в TBC ячейки N16, как и предсказывалось расчетом. Полученные величины подогрева и коэффициента неравномерности энерговыделения меньше своих предельно допустимых значений, определенных таблицами допустимых режимов эксплуатации реакторной установки.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

Основные результаты и выводы исследований нейтронно-физи-ческих характеристик первой (головной) загрузки трехлетнегс топливного цикла блока N5 Запорожской АЭС сводятся к следующем} 1) Создан аппаратно-программный комплекс для регистрации параметров РУ в процессе проведения физических экспериментов н< энергоблоках АЭС с реакторами типа ВВЭР, автоматизированной обработки данных и архивирования информации.

2) На МКУ мощности экспериментально определены:

- температурный и барометрический коэффициенты реактивности при различных критических концентрациях борной кислоты в реакторе, соответствующих различным положениям в активной зоне 6-10-й групп ОР СУЗ при рабочих параметрах первого контура (Таз=270-280':С и раз= 150-1б5кгс/смг) и в процессе расхолаживания первого контура до 120"С, дифференциальная и интегральная характеристики б-10-й групп ОР СУЗ, коэффициент реактивности по концентрации борной кислоты в реакторе, эффективности отдельных органов регулирования из 3, 4, б, 7, и 9-й групп и эффективность аварийной зашиты (полная и при застревании в крайнем верхнем положении одного наиболее эффективного ОР СУЗ) в начале топливного цикла;

- температурный коэффициент реактивности при различных концентрациях борной кислоты в реакторе и соответственно различных положениях в активной зоне 9-й и 10-й групп ОР СУЗ, дифференциальная и интегральная эффективности 9-й и 10-и групп ОР СУЗ при выгорании топливной загрузки 191 эффективные сутки.

3) На энергетических уровнях мощности определены:

- температурный , мощностной и барометрический коэффициенты реактивности на различных уровнях мощности при различных концентрациях борной кислоты в реакторе, соответственно различных положениях в активной зоне 8-10-й групп на уровне мощности 40%Ыном ( Тэф= 4 эфф.сут.), 9-й и 10-й групп на уровне мощности 75%Ыном ( Тэф= 7.5эфф.сут. и Тэф=27 эфф.сут.) и 10-й группы на уровне мощности 85%Мном (Тэф= 31эфф.сут. и Тэф.=42эфф.сут.) и на номинальной мощности реактора (Тэф= 49эфф.сут., Тэф= 72эфф.сут., Тэф=82 эфф.сут.);

- температурный и мощностной коэффициенты реактивности на уровне мощности 100% Ином при выгорании топливной загрузки Тэф= 283 эфф.сут.;

- дифференциальная и интегральная эффективности 8-10-й групп на уровне мощности 40%Ыном (Тэф=4 эфф.сут.), 10-й группы на уровне мощности 75%Ыном (Тэф= 7.5 эфф.сут. ) и на уровне мощности 85-90% Ыном ( Тэф = 31эфф.сут., Тэф = 41эфф.сут., Тэф = 148 эфф.сут.), а также коэффициент реактивности по концентрации борной кислоты в реакторе при данных параметрах РУ.

4) Определены величины отравления реактора ксеноном-135 при увеличении мощности от МКУ до 40%Ыном и снижении мощности от

6?%№юм ДО МХУ.

5) Исследовано энерговыделение ъ TBC:

- при рабочей положении ОР СУЗ на уровнях мощности 40%tJno:i ( Тэф= 4 эфф.сут.), 75%Nhom ( Тэф = 7.5 эфф.сут.), 00 -sNhom (Тэф=42зфф.сут.) и на номинальной мошкости при Тэф=49 эфф.сут., Тэф = 72 эфф.сут., Тэф = 76 эфф.сут., Тэф - 217 эфф.сут. и Тэф= 263 эфф.сут.;

- при различном положении регулирующей группы ОР СУЗ на уровнях мощности 75%Нном (Тэф=7.5 и 27 эфф.сут.) л на уровнях мощности 85-90%Nkom ( Тэф = 42 эфф.сут., Тэф=148эфф.сут. и тэф= 192 эфф.сут.).

6) Выполнен сопоставительный аналиг экспериментальных ;; расчетных зггачений нейтронно-фнзнческцх характеристик. Установлено, что в основном экспериментальные ,значения нейтронно-ческих характеристик удовлетворительно согласуются с расчетными величинами и удовлетворяют требованиям по безопасности эксплуатации АЭС. Исключение составляют температурный и барометрический коэффициенты реактивности в начале топливного цикла, эффективность рабочей группы на энергетических уровнях мощности и эффективность аварийной зашиты без-одного наиболее эффективного ОР СУЗ. Так, в начале топливного цикла на уровнях мощности менее 25%Nhom при концентрациях борной кислоты в реакторе, когда регулирующей является 10-я группа, коэффициент реактивности по температуре теплоносителя положителен, а барометрически!! коэффициент реактивности отрицателен, что противоречит требованиям по безопасности эксплуатации АЗС. Эффективность 10-й группы ОР СУЗ на уровнях мощности, близких к номинальным, не преЕышает 0.55t 0.03%, в то время как ее расчетное значение должно быть на менее 0.69%. Последнее снижает устойчивость работы энергоблока s динамических переходных процессах и его безопасность эксплуатации. Эффективность аварийной защиты без одного наиболее эффективного ОР СУЗ на МКУ равна 5.2i0.3 %, соответствующее расчетное значение й^>аз составляет 6.3 Отличие экспериментальных значений нейтронно-физнческих характеристик от расчетных связано, очевидно, с неточностью констант неитронно-физи-ческих расчетов, по крайней мере, сля палых уровнен мощности РУ.

7) Создана база эксплуатационных данных о нейтронно-<1>нзи-

ческих характеристиках первой топливной загрузки трехлетнего топливного цикла.

8) Результаты исследований использованы:

- при корректировке констант нейтронно-физических расчетов;

- в качестве исходной информации в расчетном обосновании безопасности эксплуатации энергоблока N5 Запорожской АЭС при

достаточно малой эффективности рабочей группы ОР СУЗ;

- в выборе топливной загрузки для блока N4 Балаковской АЭС, исключающей положительные значения температурного и отрицательные значения барометрического коэффициентов реактивности в любых эксплуатационных режимах работы, а также с более эффективной рабочей группой ОР СУЗ.

Созданный аппаратно-программный комплекс внедрен на Южноукраинской АЭС и в настоящее время находится в промышленной эксплуатации во ВНИИАЭС и внедряется на Балаковской, Ровенской АЭС.

Основные положения диссертации отражены в следующих работах:

1. Тереыонок В.А., Пищиков Д.С., волков С.Е. Нейтронно-фи-зические характеристики первой топливной загрузки трехлетнего топливного цикла. Материалы VI семинара по проблемам физики реакторов. М., МИФИ, 1991.

2. Герешонок В.А., Пищиков Д.С., Волков С.Е. Энерговыделение в TBC активной зоны ВВЭР-1000, работающего в режиме трехлетнего топливного цикла. Материалы VI семинара по проблемам физики реакторов. М., МИФИ, 1991.

3. Теремонок В.А., Бережный В.В., Пищиков д.С. О зависимости показаний АКНП от температуры теплоносителя в реакторе. Материалы VI семинара по проблемам Физики реакторов. М., МИФИ, 1991.

4. Пищиков Д.С., Тупиков O.A. Программный комплекс для проведения нейтронно-физических экспериментов и обработки получаемых данных на АЭС с ВВЭР. (промежуточный), Инв. N ОЭ-3162/94, ВНИИАЭС. М., 1994.

5. Пищиков Д.е., Королев С.И., Терешонок в.А. Автоматизация физических экспериментов на АЭС с ВВЭР. Материалы 4-й ежегодной научно-технической конференции Ядерного общестЕ • Н.Новгород, 1993.

б. Пищиков Д.С., Тупиков O.A., Исаев М. Экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000. Материалы VIII семинара по проблемам физики реакторов. М., МИФИ, 1993.

7. Тереионок В.А., Пищиков Д.С., Камыман А.Н. и др. Экспериментальное исследование нейтронно-физических характеристик первой топливной загрузки активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000 блока N5 Запорожской АЭС, работающего в режиме трехлетней кампании топлива. Отчет о НИР (промежуточный) ВНИИАЭС НПО "Энергия", инв.N ОЭ-2848/90. М.,1990. 152с.

8. Тереионок В.А., Пиыиков Д.С. Результаты экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик первой топливной загрузки активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000 блока N5 Запорожской АЭС на этапе физического пуска. Отчет о НИР(промежуточный) ВНИИАЭС НПО "Энергия", инв-N ОЭ-2894/90. М., 1990. 71с.

9. Тереионок В.А., Воронков Е.Ф., Пищиков.Д.С. Энерговыделение в TBC активной зоны реактора энергоблока N 5 Запорожской АЭС, работающего в режиме трехлетнего топливного цикла. Первая топливная загрузка. Книги 1-5. ВНИИАЭС НПО "Энергия", инв-N 03-2914/90. М., 1990.

10. Терешонок В.А., Воронков Е.Ф., Пищиков Д.С. и др. Обоснование возможности погружения дополнительной группы ОР СУЗ при выводе на МКУ и подъеме мощности на энергоблоках ВВЭР-1000. ВНИИАЭС НПО "Энергия", hhb.n ОЭ-3080/ 92. м., 1992, 114с.

11. Терешонок В.А., Воронков Е.Ф., Пиыиков Д.С. и др. Энерговыделение в TBC активной зоны блока N5 Запорожской АЭС, работающего в режиме трехлетней кампании топлива. Первая топливная загрузка. Отчет о НИР (заключительный) ВНИИАЭС НПС "Энергия", инв-N ОЭ-2891/90. М., 1990. 692с.

12. Терешонок В.А., Воронков Е.Ф., Пищиков Д.С. Результать экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000 блока N5 Запорожской АЭС на этапах освоения проектной мощности. Книги 1-2. Отчет о НИР (заключительный) ВНИИАЭС) НПО "Энергия", инв.1 03-2897/90. М., 1990. 198с.