автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Исследование и применение расчетных моделей активных зон реакторов ВВЭР-440

Научно-производственное объединение

"ЭНЕРГИЯ"

Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций (ВНИИАЭС)

ИССЛЕДОВАНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ РАСЧЁТНЫХ МОДЕЛЕЙ АКТИВНЫХ ЗОН РЕАКТОРОВ ВВЭР-440

05.14.03 - Ядерные энергетические установи

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

На правах рукописи

АДЕЕВ Валерий Анастасович

Москва - 1992

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

Научный руководитель: кандидат физико-математических

наук, ст.н.с. Шишков Л.К.

Официальные оппоненты: доктор физико-математических

наук, профессор Хромов В.В., кандидат технических наук, ст.н.с. Павлов В.И.

Ведущая организация: ОКБ "Гидропресс"

Защита состоится "14" января 1993 г. в 13 час. 00 мин. на заседании Специализированного совета К.167.01.01 во Всероссийском научно-исследовательском институте по эксплуатации атомных электростанций по адресу: 10950?, Москва, Ферганская ул., д. 25.

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

Автореферат

1992 г.

Ученый секретарь Специализированного с-ппяфя к.т.н.,.ст.н.с.

Березин

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность проблемы

В настоящее время атомная энергетика достигла значительных успехов и составляет заметиую долю в общем балансе энерговыработки как во всем мире, так и в странах СНГ. Еероятно после того как человечество оправится от шока, связанного с Чернобыльской катастрофой, замедлившей в настоящее время развитие атомной энергетики, темпы роста доли АЭС в обшей энерговыработке вновь увеличатся. Такая тенденция наблюдается уже сейчас, например в Японии и США.

Развитие технологии атомной энергетики ■ .невозможно без постоянного совершенствования моделей физических.процессов в активной зоне реакторов, эволюции расчетных программ. Обеспечение надежной, безопасной и экономичной работы ядерных энергоблоков сопровождается значительным объемом нейтронноефизических расчетов. Так как применяемые в настоящее время в нашей стране расчетные программы еще не вполне совершенны, актуальной является задача корректной оценки их погрешности, развития и совершенствования, а также адаптация существующих алгоритмов для расчета новых технологических режимов, анализа аномальных случаев, возникающих в процессе работы энергоблоков. Примером таких ситуаций может служить внедрение топлива повышенного обогащения, случай аномально высоких подогревов теплоносителя на 11 блоке Кольской АЭС и т. п.

Для выполнения этих работ необходимо собрать и систематизировать данные эксплуатации, провести расчетное моделирование работы энергоблоков и сопоставление результатов моделирования и экспериментальных данных. После тщательного анализа результатов на основе откоррректированных расчетных моделей могут быть разработаны новые топливные циклы и режимы -работы реакторов для внедрения в промышленную эксплуатацию.

Одним из путей совершенствования использования топлива на АЭС с БВЭР-440 является применение топлива 4.4%-яого обогащения, что позволяет повысить глубину выгорания за счет увеличения кратности перегрузок с сохранением годового интервала между перегрузками. Переход к четырем частичным перег-

рузкам с одновременным увеличением обогащения топлива подпитки до 4.4 % позволяет при сохранении годового интервала, уменьшить количество перегружаемых ТЕС с 117 до 90; при этом снижается расход природного урана на 11-12*, • сократятся запасы свежего топлива на АЗС, возрастает эффективная емкость хранилищ выгоревшего топлива. При сохранении.кратности перегрузок применение топлива повышенного обогащения позволяет в 1. Б раза увеличить длительность топливного цикла, снизить количество остановов, увеличить коэффициент использования мощности энергоблока.

■ В процессе эксплуатации топливных загрузок возможны.нес-тандарные ситуации; требующие . всестороннего анализа для ' принятия решения по-компоновке активной зоны в следующем.топ- ■ дивном цикле, которое позволит избегать значительных экономи- ■ ческих потерь. .Аномальная.ситуация^возникшая на II энергоблоке Кольской АЗС, поставила-под сомнение точность применяемых расчетных программ и сделала, проблематичной дальнейшую.эксплуатации топливной загрузки из-за- больших расхождений. расчетных и экспериментальных подогревов теплоносителя в ряде TBC. Для продолжения работы энергоблока необходимо подтверждение применимости расчетных методик и разработка принципа выбора следующей, топливной загрузки.

■Одной из . задач, имеющих важное практическое значение, является оперативная оценка параметров реактора в . процессе работы,. которая позволяет выбрать оптимальный- технологический режим. Шэтому весьма актуально составление эффективной программы для ЭВМ, позволяющей рассчитывать переходные процессы и эффекты реактивности при изменении мощности реактора.

.Цель работы

■Цэлью работы является:

- исследование вновь созданных и модернизированных расчетных моделей активной зоны реактора БВЭР-440;

- разработка на основе исследованных расчетных методик режима использования топлива повышенного обогащения;"'

- анализ нестандартной ситуации при формировании топливной загрузки на блоке II Кольской АЭС;.

- разработка программы оперативного прогноза изменения реактивности для персонала, -управляющего- реактором.;

Методы и средства

Теоретической и методической основой исследований является теория переноса нейтронов и численные методы решения соответствующих' уравнений, а средствами - комплекс программ для ЭЕЛ Объектами исследования служат топливные загрузки энергоблоков Кольской АЭС.

Научная новизна

Новизной в данной работе является:

- проверка применимости расчетной ■ методики БШР-7 на основе данных эксплуатации реакторов Кольской АЗС;

- оценка нейтронно-физических и экономических характеристик нового топливного цикла НВЭР-440 с использованием топлива повышенного до 4.4% обогащения;

- анализ аномальной ситуации на блоке II Кольской АЗС;

- разработка методики определения констант для расчета, эффектов отравления ксеноном реакторов ВВЗР в точечном приближении.

Практическая ценность и реализация результатов работы

Собраны и систематизированы данные эксплуатации 4-х энергоблоков Кольской АЭС за весь период работы. Тестирование расчетной методики БШР-7 показало достаточную точность для проведения проектных и эксплуатационных расчетов реакторов ВВЭР-440. Программа ЕИПР-7 внедрена а эксплуатацию на Кольской АЭС. Разработанный топливный цикл с использованием топлива повышенного обогащения с четырьмя частичными перегрузками за кампанию осуществлен на III блоке Кольской АЭС. Анализ аномальной ситуации на блоке II Кольской АЭС подтвердил применимость расчетных методик и позволил найти решение по компоновке следушэй топливной загрувки. Ш основе разработанной методики расчета ксеноновых переходных процессов составлена и внедрена в эксплуатацию на всех блоках Кольской АЭС программа оперативного прогноза параметров реакторов для операторов БЩУ.

На защиту выносится

1. Обработанные данные эксплуатации I-IV энергоблоков Кольской АЗС.

2. Комплекс расчетов в обоснование расчетной методики Б1ШР-7.

3. Комплекс расчетов в обоснование использования топлива повышенного обогащения в реакторах ВВЭР-440. /

4. Комплекс расчетов по анализу аномальной ситуации на II блоке Кольской АЭС. /

Б. Алгоритм расчета констант точечной модели ксеноновызс переходных процессов. v

Апробация работы

Содержание работы докладывалось на:

1. Симпозиуме специалистов Временного 1&ждународного Коллектива (ВМК) по физике ВВЭР, Изсква, 1986 г.;

2. Симпозиуме специалистов Временного Международного Коллектива (ВМК) по физике ВВЭР, 27.11.89 г., Венгрия,АЗС "Пзкш".

Автором опубликовано 6 работ по теме диссертации.

Структура диссертации

дассертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Обьем диссертации составляет 235 стр. машинописного текста, включая 105 рис., 29 табл. и 46 наименований списка литературы.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность темы, формулируются цел! работы.

В первой гладе рассматриваются основные требования, предъявляемые к расчетным моделям, процесс построения и возможные пути совершенствования расчетной модели. Дается обзор комплекса необходимых расчетов и состояния расчетных программ, обеспечивающих эксплуатации топливных загрузок на АЭС.

Цель моделирования - получение достоверной информации об изменении нейтронно-физических характеристик активной зоны в процессе работы реактора. Проведение исследований на реальном ядерном реакторе в большинстве случаев ограничено из-за высокой стоимости эксперимента, а также необходимости обеспечения требований ядерной безопасности. Использование расчетной модели ядерного реактора позволяет быстро и с минимальными затратами найти оптимальный режим его эксплуатации, обеспечить минимальный расход ядерного топлива и безопасность технологических процессов.

В процессе построения модели выделяется два этапа: построение формальной модели на основе знаний о моделируемой системе и преобразование ее в машинную. Совершенствование моделей на первом этапе прежде всего связано с успехами дисциплин по изучению соответствующих технических и физических закономерностей. На втором этапе основными являются задачи упрощения и модификации формальной модели, при этом быстродействие применяемой ЭВМ служит лимитирующим фактором. В зависимости от способа упрощения и модификации возникает целый класс моделей. Внутри этого класса необходимо выделить ряд моделей, совокупность которых позволит наиболее полно удовлетворить заданным требованиям точности и полноты описания оригинала.

Основные расчетные модели активной зоны ВВЭР-440 реализованы в виде специальных программ на ЗВМ, которые служат рабочим инструментом для выполнения нейтронно-физических расчетов топливных загрузок. Программы должны обеспечивать весь

комплекс расчетов, необходимых для обоснования ядерной безопасности и экономичности эксплуатации энергоблока АЭС. Спда входит имитационный расчет реального режима работы за прошедший период, прогноз параметров загрузки, Еыбор следующей топливной загрузки, расчет полной совокупности нейтронно-физи-ческих характеристик, . сопоставление результатов расчета с данными эксплуатации, расчетное обеспечение систем внутрире-акторного контроля. Столь широкий диапазон функций предлола-. гает использование большого числа взаимосвязанных программ.

Далее, приводится описание различных видов расчетов и расчетных программ.: Указывается, что из-за малого объема памяти и низкой производительности ЭВМ ранее применяемые программы основывались на использовании, довольно простых, расчетных методик. Специализация- программ по различным видам требуемых расчетов отсутствовала, т. е; использовалась одна программа как для имитационного и прогнозного расчетов, так и для подбора схемы перегрузки и расчета различных нейтронно-физи-ческих характеристик топливной загрузки. Большое количество данных приходилось задавать вручную. Отсутствовала программа автоматизации подбора следующей топливной загрузки. К настоящему времени как отдельные части цепочки расчетных программ, так и вся система расчетов усовершенствованы. - Расширены сервисные фунции, значительно облегчающие процесс подбора топливных загрузок и расчета нейтронно-физических характеристик.

2о атотой главе приводятся результаты тестирования расчетных методик ЕЖЕР-5 и БЖЕР-7 на основе всех доступных экспериментальных данных с целью обоснования необходимости применения новой программы БИПР-7 или его аналога АЛЬБСЫ-'ЭО для эксплуатационных расчетов реакторов Кольской АЭС. Рассматривается метод оценки расчетной методики. Обсуждаются способы сопоставления расчетных и экспериментальных данных на ШУ и энергетическом уровеях мощности. Описываются трудности экспериментального определения основных нейтронно-физических характеристик. Приводятся краткое описание зкспериментов,. и оценка их погрешности. Обосновываются требования к точности прогнозного расчета.

Перед внедрением в эксплуатацию новых версий программ физических расчетов необходима их всесторонняя проверка как для уточнения и настройки расчетной модели, так и для оценки ее эффективности по сравнению с программами, применяемыми ранее. Необходимо указать способ сравнения моделей по степени обеспечения требований, предъявляемых к расчетной модели. Это возможно только путем сравнения расчетной модели с экспериментом.

Требования к точности и полноте описания расчетной модели должны быть выполнены лишь в той мере, которая достаточна для достижения цели моделирования. Точность прогнозирования параметров- реактора должна достигать определенного уровня, достаточного для обеспечения его эксплуатации. Кроме того эксплуатационные параметры реактора известны с точностью, определяемой погрешностью эксперимента. Погрешность эксперимента является естественным пределом при сопоставлении реальных параметров с расчетными. Поэтому за меру соответствия целесообразно принять степень совпадения в допустимых пределах расчетных и экспериментальных параметров.

Расчетная программа прежде всего должна иметь достаточную точность определения основных показателей - поля энерговыделения в активной зоне и длительности топливного цикла.

Формирование топливных загрузок повышенной энергоемкости или уменьшенных размеров активной зоны, применение прог-

рессивных методов компоновки, как правило, связано с необходимостью выравнивания поля энерговыделений в начале топливного цикла. Недостаточная точность прогноза поля энерговыделения не позволяет применять оптимальный состав топлива подпитки, что связано со значительными экономическими потерями. Погрешность экспериментального поля энерговыделения в активной зоне реактора зависит от совершенства системы внутриреак-торного контроля. В настоящий момент для реактора ВВЭР-440 экспериментально можно определить лишь относительную мощность отдельной ТЕС. Используя экспериментальные относительные мощности ТЕС, можно вычислить . поле относительных отклонений расчета от эксперимента. Среднеквадратичное относительное отклонение расчета по всем ТЕС может быть принято за меру качества расчетной модели, однако эта величина очень сильно зависит от условий эксперимента, характеризует точность описания расчетной моделью поля энерговыделения для данного момента топливного цикла конкретной загрузки. Большой вклад в ее значение вносят относительные отклонения в ТЕС малой мощности, имеющие и большую погрешность определения мощности.' Можно предложить другой способ оценки различия расчетных и экспериментальных данных, когда указывается количество ТЕС, имеющих отклонения в заданной диапазоне ошибок.. Эта величина путем простого подсчета позволяет сделать обобщенные выводы о соответствии расчетных моделей типа БИПР и провести их сравнение для определения лучшей.

Точное знание ожидаемой длительности при проектных расчетах топливных циклов заданной энергоемкости позволило бы избежать преждевременной выгрузки недогоревшего топлива, а также исключить длительную работу реактора на пониженных параметрах в конце топливного цикла. Неопределенность энергоаы-работки на момент останова энергоблока составляет примерно 10 эфф. сут из-за возможных разгрузок по требованию энергосистемы и неточности экспериментального определения тепловой мощности реактора. Кроме того из-за непредсказуемой продолжительности планово-предупредительного ремонта, совмещенного с перегрузкой, невозможно точно установить требуемую энергоемкость загрузки в следующем цикле. Поэтому ошибка прогнозного расчета в длительности топливного цикла до 10 эфф. сут может считаться допустимой.

Важное значение для обеспечения ядерной безопасности имеет точность прогнозного расчета параметров реактора при выводе на МКУ после останова на ППР шеи срабатызанпя АЗ-1, таких как критическая концентрация борной кислоты, дифференциальная эффективность органов регулирования, эффективность аварийной зашиты, температурный коэффициент реактивности, отравление ксеноном. Однако подробное исследование зависимостей указанных параметров из-за недостатка времени на ASC проводится только при пусках новых энергоблоков или в процессе опытной эксплуатации модернизированных топливных загрузок. 3 обычном случае ограничиваются экспериментальной проверкой непревышения пределов, установленных правилами ядерной безопасности. Шэтому данные экспериментов не обладают достаточной представительностью. Расчетная программа, по крайней мере, должна прогнозировать указанные выше параметры в пределах точности эксперимента, причем предпочтительней консервативная оценка, гарантирующая непревышение установленных правилами ядерной безопасности пределов.

Для сравнения с расчетом используются данные специально организованных экспериментов на МКУ и энергетическом уровне мощности, а также показания штатных систем контроля в процессе эксплуатации реактора в течение топливного цикла. Опыт эксплуатации 4-х энергоблоков Кольской АЗС дает значительное количество экспериментальных данных для проверки расчетных методик. Рассматриваются различные режимы работы топливных загрузок: режим топливоиспользозания, близкий к проектному, работа на-повышенном уровне мощности при увеличенном запасе реактивности на выгорание,' режим'топливоиспольэоваяия с размещением выгоревшего топлива яа периферии активной зоны для снижения утечки нейтронов, топливные загрузки с уменьшенным количеством кассет.

На основе сопоставления экспериментальных и расчетных данных, полученных для 2-х различных методик ЕШ1Р-6 и БИПР-7 в процессе моделирования пусковых экспериментов и эксплуатации топливных загрузок реакторов Кольской АЗС, были сделаны следующие основные выводы:

1. Программа БИПР-7 дает меньшую по значению отрицательную величину температурного коэффициента реактивности на МКУ,

чем программа ЕИПР-5, что соответствует более консервативной оценке с точки зрения ядерной безопасности.

2. Результаты расчета дифференциальной эффективности рабочей группы СУЗ по программе Е/ШР-7 лучше, что связано, в частности, с более точным описанием условий на границе с поглощающими стержнями.

3. Для большинства приведенных данных расчетная величина дифференциальной эффективности борной кислоты и критической концентрации борной кислоты на МКУ находится в пределах погрешности измерения. Программа ЕйПР-7 дает несколько лучшие результаты, причем расчетная величина критической концентрации чуть больше, чем экспериментальная или полученная в прогнозном расчете по программе БИПР-5.

4. Программа ЕИПР-7 дает в ряде случаев -меньшее значение эффективности аварийной зашиты, чем эксперимент иди результат расчета, по программе БИПР-5, что соответствует более предпочтительной консервативной прогнозной оценке.

5. Для режима эксплуатации топливных загрузок, _ близкого к проектному, расчетные поля энерговыделения незначительно различаются для сравниваемых расчетных моделей, однако БШР-7 все же выигрывает по точности для всех рассмотренных- полей энерговыделения. Дея режима эксплуатации с уменыценной активной зоной или с размещением выгоревшего топлива на периферии выигрыш в точности у ЕШР-7 по сравнению с БИПР-5 существенно выше. Программа ЕИПР-5 дает большее, чем в эксперименте, количество TBC с высоким энерговыделением, завышает коэффициент неравномерности, что вряде случаев не позволяет выбрать оптимальный состав топлива подпитки.

6. Программа ЕИПР-7 систематически завышает ■ критическую концентрацию жидкого поглотителя в начале топливного цикла на 0.2-0.3 г/кг для всех типов топливных загрузок. . При .этом наблюдается более резкий спад концентрации борной кислоты по мере выгорания по сравнению с экспериментом. Расчетная длительность топливного цикла, как правило, ниже экспериментальной на 3-5 эфф. сут.

7. В целом наблюдается удовлетворительное совпадение расчетных и акспериментальных х т ^ у данных. Программа ЕИПР-7 обладает достаточной точностью для прогнозирования топливных вагрувок и превосходит по точности прогноза ряда нейтронно-фиэических характеристик программу БИПР-5.

3 третьей глазе на примере внедрения топлиза повышенного обогащения з реакторах РРЗР-440, рассматриваются вопросы оаэ-работки новых реж.юз использозавания топлива и адаптащш существующих алгоритмов для их расчета. Обсундзются принципиальные возможности улучшения использования топлива и-проблемы их практической реализации. Приводятся результаты работ, включающих в себя: экспериментальную проверку расчетных методик и нового константного обеспечения как для топливных загрузок, реализованных ранее, так и по результатам опытно-промышленной эксплуатации одного из- энергетических реакторов з новом тошшеяом ре»име; корректировку расчетной методики и расчет стационарного топливного цикла; серию расчетов в обоснование безопасности эксплуатации, получение нейтрон-но-физических характеристик; оценку экономической эффективности. Описывается опыт эксплуатации топлива повышенного обогащения и пути дальнейшего совершенствования топливного цикла.

Ограниченные запасы дешевого урана делают актуальной задачу улучшения использования топлива в реакторах ЕВЭР. Из-за неосвоенности и дороговизны химической переработки отработавшего топлива АЭС в настоящее время используется так называемый "открытый" топливный цикл, когда не проводится регенерации топлива для повторного использования делящихся нуклидов. В этих условиях эффективность использования топлива определяется отношением глубины выгорания выгружаемого топлива к исходному содержанию делящихся нуклидов.

С точки зрения физики реакторов задача улучшения использования топлива сводится к задаче уменьшения непроизводительных потерь нейтронов деления в результате утечки, поглощения в теплоносителе и в конструкционных материалах активной зоны и поглотителях, применяемых для компенсации запаса реактивности. Исходя из этого, возможны следующие пути совершентсво-зания использования топлива: выбор оптимальных размеров, геометрии и обогащения топливной решетки; применение конструкционных материалов с меньшим сечением поглощения; изменение конструкции топливной сборки с размещением в верхней и нижней частях ТЕС торцевых отражателей из урана пониженного обогащения; размещение на периферии активной зоны выгоревших кассет;

совершенствование режима перегрузок реактора. 3 условиях ASC совершенствование использования топлива за счет изменения конструкции кассет требует проведения большого обьема опытных работ. Наиболее простым путем является модификация режима перегрузок реактора и применение компоновки активной зоны с уменьшенной утечкой нейтронов.

В реакторах ЕВЗР для компенсации запаса реактивности на выгорание используется жидкий поглотитель, поэтому увеличение числа частичных перегрузок топлива позволяет уменьшить потери нейтронов -в поглотителе за счет снижения компенсируемого запаса реактивности. Однако техническая сложность проведения перегрузки ВВЭР, условия работы АЭС в энергосистеме, невозможность обеспечения приемлемых коэффициентов неравномерности энерговыделения или превышение предельной глубины Еыгоракия топлива накладывают дополнительные ограничения на режим перегрузок. Увеличение числа частичных перегрузок реактора в течение года хотя и позволяет достичь экономии топлива, нежелательно из-за сложности проведения перегрузки реактора ЕВЗР и увеличения времени простоя энергоблока. При годовом интервале между перегрузками при прочих равных условиях безусловно выгодным будет увеличение кратности перегрузки. Сохранение годового интервала между перегрузками при увеличении кратности перегрузок и увеличение длительности цикла без ухудшения использования топлива возможно за счет повышенного обогащения топлива подпитки.

Результаты экспериментальной проверки расчетных методик и константного обеспечения, описывавшего топливо повышенного обогащения, для топливных загрузок, реализованных ранее, позволяют сделать вывод о том, что новое константное обеспечение дает достаточную точность описания топливных загрузок проектной номенклатуры кассет и полученные глубины выгорания по TBC можно использовать для прогнозных расчетов опытной топливной загрузки, впервые содержашэй топливо повышенного обогащения.

Приведены экспериментальные характеристики опытно-промышленной эксплуатации топлива повышенного обогащения и сопоставление их с расчетом. Впервые топливо обогащением 4.4% было использовано в составе 5-й топливной загруэкй III блока

Кольской АЗС. Для работы з условиях промышленной АЗС наиболее подходит топливный цикл с четырьмя перегрузками за кампанию топлива обогащением 4.4%. В процессе опытно-промышленной эксплуатации для получения стационарных характеристик топливного цикла была принята ежегодная подпитка 78 рабочими кассетами обогащением 4. А7, и 12 кассетами АРК преимущественно обогащением 3.6Z. Топливо обогащением 2. 4Х применялось только для замены центральной кассеты АРК. Восьмая топливная загрузка III блока полностью составлена из рабочих кассет обогащением 4. 4%.

Впервые получены экспериментальные данные основных физических характеристик переходных топливных загрузок с использованием TBC обогащением 4.4%. Для номинального уровня мощности проводилось сопоставление расчетных и экспериментальных полей энерговыделения и длительностей топливных циклов. Все это позволило проверить применимость расчетных методик ЕИПР-5 и БШ1Р-7 и новых библиотек макроконстант, описывающих топливо повышенного обогащения, ña основе результатов экспериментов делаются следующие выводы:

1. Наблюдается значительное снижение эффективности борной кислоты из-за применения топлива более высокого обогащения. Это объясняется ростом макросечекия деления ядер ура-на-235 при увеличении их концентрации. Уменьшение эффективности борной кислоты ухудшает маневренные характеристики реактора.

2. Полученные опытные данные удовлетворительно согласуются с расчетом и не накладывают никаких ограничений на режимы эксплуатации. Исключение составляет дифференциальная эффективность управляющей группы СУЗ, определяюпщ скорость ввода положительной реактивности при проектном перемещении группы. Как это и предсказывалось расчетом, максимальная дифференциальная эффективность управляющей группы реализуется з диапазоне 190-210 см от низа активной зоны.

3. Программа ЕШР-7 дает заниженное энерговыделение в свежи кассетах обогащением 4. 4% в 1 -й переходной топливной загрузке. Это можно объяснить тем, что 1-я загрузка с использованием топлива обогащением 4.4% содержит кассеты^сильно отличающиеся друг от друга по размножающим свойствам. Программа БШР-Б для 1-й переходной топливной загрузки дает более точ-

ный расчет поля энерговыделения. Однако по мере увеличения количества кассет повышенного обогащения в последующих топливных загрузках программа ЕИПР-7 лучше описывает поле энерговыделения.

4. Получено неплохое совпадение расчетных и экспериментальных длительностей "борных кампаний" для расчетных методик ЕШР-5 и БИПР-7. Сопоставления позволяют заключить, что комплекс программ ЕИПР-5 и БИПР-7 обеспечивает удовлетворительное предсказание длительности работы отдельных загрузок.

5. В целом расчетные методики совместно с комплексом новых макроконстант с достаточной точностью описывают параметры переходных топливных загрузок на МКУ и на номинальной мощности и могут быть использованы для расчета нейтронно-физи-ческих характеристик топливных загрузок и обоснования безопасности эксплуатации реактора.

Для обоснования безопасности и экономической целесообразности нового режима использования топлива уточнены основные нейтронно-физические характеристики стационарного топливного цикла и разработана схема движения рабочих TBC. Стационарные нейтронно-физические характеристики представляют интерес как параметры проектного режима перегрузок с топливом повышенного обогащения.

Нейтронно-физические характеристики активной зоны, целиком сформированной из рабочих кассет обогащением 4.4%, должны удовлетворять требованиям ядерной безопасности. Выявлены следующие 'о со бенно сти

1. Из-за уменьшения эффективности борной кислоты при применении топлива повышенного обогащения выполнить ограничение по величине подкритичности в холодном разотравленном состоянии при извлеченных органах СУЗ можно лишь при увеличении стояночной концентрации до 16 г/кг.

2. Для стационарного топливного цикла температурный коэффициент реактивности отрицателен при извлечении рабочей группы выше 50 см начиная с температуры 120°С, что не вводит ограничений в процессе вывода реактора на МКУ.

3. Для гарантированного выполнения требований по скорости ввода положительной реактивности из-за высокой дифференциальной эффективности рабочей группы на МКУ необходимо

также ввести ограничение по высоте рабочей группы. Для сниже-ния дифференциальной эффективности рабочей группы, содержащей ТЕС СУЗ обогащением 3.целесообразно их использование после эксплуатации в других группах СУЗ не менее одного года. По той же причине при проведении экспериментов з критическом состоянии не должна допускаться компенсация реактивности группами кассет СУЗ, имеющими в своем составе свежие ТБС обогащением 3. 6Z.

Остальные пределы и условия безопасной эксплуатации не отличаются от условий, принятых для проектного топливного цикла с применением топлива обогащением 3. 6%.

Для исследования экономической эффективности использованы результаты расчетов по программе БйПР-7 стационарных топливных циклов: проектного цикла для серийных реакторов ЗЕЭР-440, где применяется топливо стандартной номенклатуры, и цикла с четырьмя частичными перегрузками топлиза повышенного обогащения.

Применение топлива повышенного обогащения в режиме четырех частичных перегрузок позволило уменьшить удельный расход естественного урана на 10-12%. При этом уменьшилось количество ежегодно перегружаемых ТБС с 117 до 90, соответственно сократился расход циркония и снизились затраты на изготовление твэлов, в то же время увеличилось удельное количество разделительных работ. При прочих равных условиях уже ясно, что удельные затраты на хранение и транспортировку топлиза повышенного обогащения меньше. Кроме того при этом увеличивается эффективная емкость хранилищ отработавшего топлива, уменьшается количество высокоактивных отходов.

При текушрм соотношении цен на топливо ( 1991 год ) применение нового режима топливоиспользования позволяет снизить топливную составляющую себестоимости электроэнергии в стационарном топливном цикле по сравнению с проектным ( топливо обогащением 3.6Z) на 14 -16 Z.

Описывается опыт формирования реализованных переходных топливных загрузок. Предварительные расчеты переходных топливных загрузок показали, что первые загрузки будут иметь значительную ( до 380 эфф. сут ) энергоемкость. По условиям

работы АЗС з энергосистеме это приведет к преждевременному останову реактора до исчерпания запаса реактивности и снижении эффективности использования топлива. Чтобы уменьшить эти последствия 4-я топливная загрузка III блока Кольской АЗС. предшествовавшая переходным загрузкам, была скомпонована с размещением 36 выгоревших рабочих ТЕС на периферии активной зоны. Это позволило достичь большей глубины выгорания топлива, оставшегося в активной зоне, и тем самым снизить запас реактивности 1-й переходной топливной загрузки.

Цри формировании первой переходной топливной загрузки ( 5-й топливной загрузки блока-III Кольской АЭС) возникли трудности обеспечения допустимых коэффициентов неравномерности энерговыделения. Для выравнивания поля энерговыделения дополнительно были загружены 18 рабочих кассет обогащением 2.4л, а также заменены все ТЕС АРК из-за их низкого обогащения и значительного выгорания в предыдущем топливном цикле.

Оптимизация профиля энерговыделения проводилась таким образом, чтобы обеспечить неравномерность энерговыделения в допустимых пределах, при этом максимум покассетного энергозы-деления находился в свежей топливной сборке. Это обеспечивало быстрое снижение максимального коэффициента неравномернорсти в начале топливного цикла за счет отравления ксеноном и самарием.

Несмотря на потери в первой переходной топливной загрузке даже в условиях опытной эксплуатации достигнут значительный экономический эффект от перехода на топливо повышенного обогащения. '

При дальнейшем совершенствовании топливного цикла целесообразен переход в режим пяти частичных перегрузок, при этом длительность цикла уменьшится до 280-290 эфф. сут и будет достигнуто дальнейшее увеличение глубины выгорания в выгружаемом топливе и снижение топливной составляющей. По результатам КТО в конце восьмого топливного цикла оказалось возможным оставить 12 TSC обогащением 4.4% на 5-й год, тем самым реализовать первую переходную топливную загрузку в режиме пяти частичных перегрузок, фи этом топливная составлявшая себестоимости электроэнергии понизилась до 0.78, а глубина выгорания достигла 48 МВт. сут/кг. Результаты эксплуатации 9-й топливной загрузки позволят судить о возможности реализации пятикратного режима перегрузок.

В четвертой главе ка примере анализа аномальной ситуации на 11 блоке Кольской АЗС рассмотрены вопросы применения расчетных методик в нестандартных ситуациях. Для выявления причин аномальной ситуации выполняется комплекс расчет-нс-зкспериментальных исследований, который включает в себя тщательный анализ данных .эксплуатации, проверку используемой расчетной методики, экспериментальные исследования, выработку рекомендаций по дальнейшей эксплуатации топливной загрузки.

II блок Кольской АЗС начиная с 11-й топливной загрузки эксплуатируется с активной зоной, состоящей из 313 TBC вместо 349. При этом мощность реактора и энергоемкость топливной загрузки должны были остаться прежними, поэтому возросла тепловая нагрузка на ГВС, увеличилась глубина выгорания выгружаемого топлива. Ужесточились требования к распределения поля энерговыдедения в активной зоне. Дяя обеспечения необходимой энергоемкости начиная с 12-й топливной загрузки в качестве ТЕС подпитки применяются топливные части кассет AFK обогащением 3.6% вместо 2. 4%. Начиная с 15-й топливной загрузки применяется, з основном, только топливо обогащением 3. 6л.

При формировании 16-й топливной загрузки II блока Кольской АЭС было использовано 84 свежих рабочих кассеты обогащением 3.67« и 12 топливных частей кассет АРК. При этом 12 кассет 3-го года эксплуатации с глубиной выгорания 25 МВт. сут/кг были установлены на периферии активной зоны с целью уменьшения утечки нейтронов и увеличения длительности топлизного цикла.

После Еыхода на номинальный уровень мощности а 16-м топливном цикле- в активной зоне II блока наблюдалось значительное увеличение подогрева теплоносителя в ряде кассет. При этом максимальное значение подогрева наблюдалось в кассете 3-го года эксплуатации. По мере выгорания топливной загрузки наблюдалось непрерывное увеличение подогревов, что привело, наконец, к необходимости снижения мощности энергоблока до 90% номинальной.

Одной из возможных причин возникшей ситуации могла явиться погрешность физического расчета а новых условиях эксплуатации топлива, а именно размещение выгоревших TBC на пе-

рифэрии уменьшенной активной зоны, увеличенные тепловые нагрузки на ТЕС 3-го года эксплуатации и, как следствие, повышенное выгорание в выгружаемом топливе. Простейшим решением в этом случае было вернуться к ранее применяемой компоновке активной зоны.

Однако после промежуточной перегрузки ( замена выгоревших ТЕС на периферии на свежие ТЕС в 17-м топливном цикле ) характер поведения коэффициентов неравномерности не изменился. Наблюдался дальнейший рост температуры в кассетах 3-го года и, как следствие, рост покассетного коэффициента неравномерности. Реактор был разгружен до допустимого уровня мощности и в последствии остановлен на перегрузку.

Выполнен ряд расчетно - экспериментальных исследований. Получены следующее результаты и выводы:

1. Результаты проверки подтвердили работоспособность системы "массового замера" и достоверность температурного контроля теплоносителя на выходе из TBC активной зоны реактора II блока.

2. В течение 13 - 14-го топливных циклов наблюдается хорошее совпадение расчета и эксперимента, не хуже чем обычно наблюдаемая величина для загрузок этого типа. Точность расчета по программе ЕИПР-7 выше, чем по программе БИПР-5.

3. Для 15-го топливного цикла наблюдается рост расхождения расчета и эксперимента в течение цикла в кассетах 2-го и 3-го года эксплуатации. Расчет занижает энергозыделение в выше-указанных ТЕС, причем в ТЕС 3-го года - сильнее.

4. Для 16-го и 17-го топливных циклов наблюдалось значительное расхождение расчета и эксперимента четко выраженного характера: в кассетах 1-го и 2-го года эксплуатации расчет завышал энерговыделение по сравнению с экспериментом в среднем на 10-15%, а в TBC, эксплуатирующихся более 2-х лет, расчет недооценивал его в среднем на 20-30%. При этом экспериментальные подогревы во всех кассетах 3-го года эксплуатации, значительно превышали-типичные для таких TBC значения. Кроме того, с увеличением глубины выгорания наблюдался рост KQ в кассетах 3-го года вплоть до предельных значений.

5. Для большинства кассет 1-го и 2-го года эксплуатации отношение экспериментального подогрева к расчетному близко к

единице. В 16-м и 17-м топливных циклах для кассет 3 -го года эксплуатации неличика dT3Kcn/dTpac4 больше единицы и возрастает с увеличением глубины выгорания а течение топлзгвного цикла. Среднее значение отношения для данных кассет приближенно разно 1.20-1.30. Не обнаружно зависимости отношения от места расположения ТБС в реакторе.

5. На основании полученных данных было сделано предположение о снижении расхода через TBC с глубиной выгорания более 20 Шт. сут/кг. Установлено, что наилучшее совпадение расчетных и экспериментальных подогревов наблюдается при учете снижения расхода в среднем по ТБС 3-го года эксплуатации на 20-30'. При зтом точность расчета как по БКПР-5, так и по БИПР-7 не хуже обычно наблюдаемой для -топливных загрузок с 313 ТЕС.

7. 3 15-м топливном цикле наблюдалось возрастающее занижение при расчете подогрева в ТЕС как 3-го, так и 2-го года эксплуатации. В процессе перегрузки в конце 15-го цикла TBC 3-го года были выгружены из активной зоны, а ТЕС 2-го года перешли в 16 -ю топливную загрузку на 3-й год эксплуатации, и именно только в них наблюдался дальнейший рост значений подогрева теплоносителя. Вполне вероятно, что з 15-м топливном цикле произошло нарушение водно-химического режима, последствия которого сказались в большей мере на ТЕС 2-го и 3-го года эксплуатации, чем на свежие ТЕС 1-го года. Е дальнейшем процесс блокировки сечения ТЕС раззивался только в ТБС

2-го года, оставленных на 3-й год -эксплуатации а 15-й топливной загрузке.

8. Измерение индивидуальных гидравлических характеристик TBC в активной зоне реактора и бассейне зыдержки показало, что все каналы с TBC по величине гидравлического сопротивления можно разбить на две группы: первая группа - каналы с ТБС

3-го года эксплуатации; вторая - с TBC 1-го и 2-го года эксплуатации. В результате исследований было установлено, что гидравлическое сопротивление каналов с ТБС третьего года эксплуатации значительно выше и имеет больший разброс. Взаимная перестановка двух TBC позволила сделать вывод о' неизменности коэффициентов сопротивления дроссельных шайб.

9. В процессе послереакторных исследований одной из TBC 3-го года эксплуатации, имевшей наибольшее отличие экспери-

ментального подогрева от расчетного обнаружены значительные отложения, блокирующие проходное сечение ТЕС.

10. Применяемая расчетная методика достаточно точно описывает поле энергозыделения в активной зоне II блока э 15-м и 17-м топливных циклах, для подбора 18-й топливной загрузки целесообразно использовать расчетные глубины выгорания ТЕС.

Исходя из полученных выше выводок при подборе 18-й топливной загрузки II блока Кольской ASC были введены дополнительные ограничения по величине подогрева теплоносителя с учетом возможного снижения расхода в кассетах с большой глубиной выгорания. Так как уменьшение расхода через кассеты 3-го года эксплуатации заранее неизвестно, то при выборе загрузки и оценке результатов исходили из относительного расхода, прогнозируемого по результатам эксплуатации в 16, 17-м топливных циклах, фи подборе загрузки учитывалось, что все кассеты с большой глубиной'выгорания (более 25 Шт. сут/кг) выгружались.

Для оптимизации расстановки топлива использовалась программа ПРОРОК с широким набором целевых функций. Среди них -функция минимума отклонений от заданного профиля энерговыделения. Однако профиль в программе задается применительно к месту расположения кассеты. Поэтому дополнительно была введена целевая функция минимума отклонений от профиля энерговыделения, задаваемого в зависимости от глубины выгорания каждой кассеты и не зависящего от места расположения кассеты, при этом кассеты с максимальным выгоранием должны иметь минимальное энерговыделение.

В результате оптимизационного расчета получена компоновка активной зоны реактора, удовлетворяющая поставленным выше ограничениям, фи этом удалось выполнить требование непревышения заданной максимальной мопщости TBC и обеспечить допустимые подогревы во всех кассетах 3-года эксплуатации с учетом возможного снижения в них расхода на 20%. Расчет точно предсказал координату максимально напряженных ТБС и динамику спада их энерговыделения в начальный период эксплуатации. Точность расчета не хуже, . чем в 13 - 14-м топливных циклах, что подтверждает корректность подхода к выбору 18-й топливной загрузки и применимость расчетной методики.

3 пятой главе обсуждается еще одна область применения расчетных моделей активной зоны - оперативная опенка параметров реактора в переходных процессах персоналом АЗС, непосредственно управляющего реактором. Рассматриваются основные этапы создания расчетной программы: разработка расчетной методики, удовлетворяющей заданным требованиям точности; тестирование расчетной модели как на основе экспериментальных данных, так и результатов расчетов по более сложным расчетным методикам; разработка алгоритма программы. Показана важность точных и оперативных сведений об эффектах нестационарного отравления ксеноном для успешной эксплуатации реактора. Рассматриваются основные расчетные модели отравления ксеноном. Основное внимание уделяется точечной модели для расчета эффектов реактивности при ксеноновых переходных процессах, с целью создания эффективной программы для ЭВМ, позволявшей рассчитывать переходные процессы и эффекты реактивности при изменении мощности реактора. Предлагается оригинальный метод расчета параметров точечного приближения на основе результатов расчета ксеноновых переходных процессов по трехмерной программе. Описывается алгоритм программы оперативного прогноза параметров реактора.

В условиях дефицита маневренных мощностей возможно в ряде районов АЗС будет использоваться для частичного регулирования суточного графика нагрузки энергосистемы. Маневренные возможности снижаются к концу топливного цикла, так как для компенсации быстрых изменений реактивности требуется значительно больший водообмен при Еыводе борной кислоты. Снижение нагрузки в этих условиях может привести к отравлению реактора с попаданием в йодную яму. От точности предсказания нестационарного отравления зависит возможность работы реактора без вынужденных простоев.

Расчет переходных режимов обычно проводится по трехмерной модели реактора и требует значительного количества машинного времени. Время расчета ксенонового переходного процесса по трехмерной модели сопоставимо со временем реального процесса. Для расчетов параметров реактора и для оптимизационных

задач такая программа не может быть использована оперативно. Применение точечной модели позволяет достичь необходимого быстродействия, но точность расчета, сильно зависящая от способа усреднения по реактору концентраций ксенона и иода, потока нейтронов, сечений деления и поглощения, обычно невысока.

Уравнения, описывающие образование йода-135 и ксено-на-135-в рамках точечной модели, имеют следующий вид:

al/dt - Gi *Sf*$ - Li*I ;

dXe/dt - Gx*Sf*& + Li*l. - ( й f Sx#P )*Xe ,

где Sf - среднее по обьему топлива в реакторе макроскопическое сечение деления; Sx - микроскопическое сечение поглощения ксенона, усредненное по спектру тепловых нейтронов в реакторе; ф - средний по обьему топлива в реакторе поток тепловых нейтронов; I - концентрация йода, средняя по обьему топлива; Хе - концентрация ксенона, средняя по обьему топлива; Li - постоянная распада йода; Lx - постоянная распада ксенона; Gi - относительный выход йода в реакции деления; Gx - относительный выход ксенона в реакции деления; t - время.

Предположим, что средний поток нейтронов в реакторе линейно зависит от мощности:

Ф = Аb*V/Vo ,

где <йз - средний поток нейтронов на номинальной мощности Мог V - мощность реактора.

Оценим изменение реактивности в ксеноновом переходном процессе, воспользовавшись весьма грубыми предположениями. Будем считать, что изменение реактивности обусловлено только изменением общего содержания ксенона в реакторе и не зависит

от сопутствующего этому изменении пространственного распределения потока нейтронов. За период времени ксенонозого переходкого процесса эффектами' Выгорания топлива, отравления другими нуклидами молно пренебречь. Тогда изменение реактивности обусловлено только лишь дополнительным поглощением нейтронов ксеноном. Воспользуемся формулой

Езфф= ¥*F*M*Q*P ,

где V - число вторичных нейтронов на акт поглощения; F - вероятность избежать резонансного захвата; М - коэффициент размножения на быстры?: нейтронах; Q - коэффициент использования тепловых нейтронов; Р - вероятность избежать утечки. Изменение реактивности можно представить в виде:

dR = R2 - R1 = (Кэфф2 - 1)/Кэфф2 - (Кэфф! - 1)/Кэфф1 -

- 1/Кэфф1 - 1/Кэфф2 -

- (1/Q1 - l/Q2)/(V*F*h!*P) -- ((Saul+Saxl+SaacTl)/Saul -

( Sau2+Sax2-hSaocT2) /Sau2) /( ?*F*M*P) -

- ((Saxl - Sax2) /Sau) /(Y*F*M*P) -

- - Sx*(Xe2 - Xel)/(Y*F*M*P*Sau),

где Saul=Sau2=Sau - макросечение поглощения урана ( согласно вышеизложенным предположениям не изменяется) ;

SaocTl=SaocT2 - макросечение поглощения остальных нуклидов в топливе (также не изменяется); Sax - Sx+Xe - макросечение поглощения ксенона. Для наглядности записи формул введем следующие обозначения:

AI - Sx : А2 - $0 ; A3 - Sf ;

А4 - У*г*М*Р*Баи .

Величины А1-А4 являются константами точечной модели для для заданного момента топливного цикла активной зоны реактора, которые необходимо найти. Запишем выражения для стационарного отравления ксеноном на номинальной мощности ёЯо и отравления при мгновенном сбросе нагрузки от номинальной до нуля в заданный момент времени переходного процесса аЙГ^:

с1Ио - - Хео*А1/А4 ; аКЛ) - - А1/А4*( (С1*С2*в1*А2*А2/(и-и)+С1*Хео) - Хео) ,

где Хео - (е; +вх) *5Г*$о/{ Цс+2х*<Хо) - А2*АЗ*( в1+вх)/( 1х+А1*А2);

С1 - ехр(-1х*й);

С2 - ехр( (ис-и)*Ь)-1;

Шсле преобразований получаем следующие соотношения между искомыми параметрами точечного приближения А1 - А4:

А1*А2 - (с!Я( Ё)/с1Яо - С1 + 1)*СЗ/(С1*С2*б1) - 1х ;

А4/АЗ - - А1*А2/сИ?0*(Б1+вх)/(ис+А1*А2) ,

где СЗ - (И)/(Ш+вх).

Величины аЯо и йЯСЬ) можно определить экспериментально или взять из расчета по трехмерной модели. При выполнении приведенных выше условий расчет по точечной модели йЯо и <31% Ь) для заданного момента времени t будет совпадать с расчетом по трехмерной модели. Численные значения параметров точечного приближения А1 - А4 можно найти из последит 2-х уравнений, приближенно задавшись величинами А1 и АЗ.

Максимальное расхождение результатов расчета по точечной и трехмерной моделям составляет от -0. 05% до +0. 06% реактивности 4 • ; : в интервале времени до 2-х суток, что соответствует различию в положении рабочей группы СУЗ не более 5 см. Результаты сопоставления точечной и трехмерной моделей с экспериментальными данными, полученными во время переходного процесса при плановом снижении мощности позволяют сделать вы-

вод о допустимости и целесообразности применения точечной модели.

Типичная задача, решаемая оператором, сводится к нахождении критического значения одного из параметров реактора при произвольном изменении в течение некоторого времени всех остальных. Искомое значение параметра находится из уравнения баланса реактивности, в которое подставляются соответствующие изменения остальных параметров. Коэффициенты реактивности в уравнении баланса зависят от состояния реактора, что значительно усложняет решение. Для первоначального определения коэффициентов реактивности используется трехмерная программа БйПР-7. Полученные результаты аппроксимируются полиномами в зависимости от глубины выгорания топлива.

При решении задачи управления реактором зависимостью от выгорания можно пренебречь. Задача решения уравнения баланса реактивности разбивается на ряд шагов с малыми изменениями параметров реактора с поиском козффицентов уравнения (коэффи-центоз реактивности) на каждом шаге. В процессе работы программы проводится автоматический пересчет функиионалных зависимостей коэффициентов реактивности от параметров реактора и интегральных характеристик органов регулирования через определенные интервалы времени выгорания.

Процесс вычислений разбит на два этапа. Ба первом этапе проводится имитационный расчет с целью определения текущих концентраций ксенона и йода, расчета текущего значения реактивности. Оператор задает реальный график нагрузки (параметры реактора) за прошедший период времени с момента последнего обращения к программе. Последние из введенных параметров, соответствующие критическому состоянию реактора, используются при решении уравнения баланса реактивности как начальные условия. Прогнозный расчет проводится на втором этапе вычислений. Оператор задает предполагаемый график изменения параметров реактора, при этом один из параметров на каждом из шагов расчета является искомым и обозначается соответствующем образом.

В заключении приводятся основные . результаты и выводы диссертационной работы.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И 2ЫЕ0ЛЫ

1. Собраны и систематизированы данные эксплуатации энергоблоков Кольской АЗС.

2. Рассмотрены особенности расчетных моделей активной зоны реакторов ВБЗР-440 и требования,предъявляемые к точности расчетных методик в зависимости от условий их применения.

3. Сделан обзор применяемых в современных условиях программ физического расчета реакторов ВБЗР.

4. Проведено сопоставление расчетных и экспериментальных данных энергоблоков Кольской АЭС за весь период эксплуатации с целью проверки применимости расчетной программы БИПР-7. Экспериментальная проверка широко используемых расчетных методик БШ1Р-5 и БИПР-7 показала их достаточную точность для решения проектных и экслуатационных задач.

5. Проанализирована точность предсказания основных нейтронно-фиэических характеристик активной зоны по программам БИПР-5 и БИПР-7. Программа БИПР-7 дает более точные оценки нейтронно-фиэических характеристикам БИПР-5. и может быть рекомендована для. эксплуатационных расчетов на действующих АЭС с реакторами ЕВЭР-440 вместо программы БИПР-Б. Программа БИПР-7 внедрена в эксплуатацию на Кольской АЗС.

6. Ка основе применения программы БИПР-7 разработан и внедрен в эксплуатацию на III блоке Кольской АЭС новый режим использования топлива с четырьмя частичными перегрузками эа кампанию топлива обогащением 4.4%. Этот режим позволяет достичь значительного экономического эффекта эа счет снижения расхода естественного урана, уменьшения количества перегружаемых ТЕС, сокращения запасов свежего топлива на АЭС, уменьшения количества высокоактивных отходов. Расчетно-экперимен-тальные исследования с использованием усовершенствованных версий расчетных методик обосновывают безопасность и экономичность применения топлива повышенного обогащения. Положительные результаты опытно-промышленной эксплуатации топлива повышенного обогащения на блоке III Кольской АЭС позволяют рекомендовать к внедрению новый режим использования топлива на всех реакторах ВВЗР-440.

7. Проанализирована аномальная ситуация на II блоке Кольской АЗС. Этот анализ является примером решения нестандартных задач формирования топливных загрузок. Установлена причина значительного расхождения расчетных и экспериментальных подогревов в ряде TBC. Результаты анализа еще раз подтверждают достаточную точность применяемых расчетных методик.

8. Предложен алгоритм определения констант для расчета эффектов отравления ксеноном в точечном приближении.

9. Разработана и внедрена в эксплуатацию программа, позволяющая приближенно оценивать параметры реактора в переходных режимах работы.

Основные положения диссертации опубликованы в работах

1. Адеев В.А., Матвеев A.A., Пыткин D.H., Шишков J1.K. Сопоставление некоторых эксплуатационных данных с расчетными . нейтронно-физическими характеристиками активной зоны ВВЗР-440 при использовании топлива непроектного обогащения. Доклад на ВМК, 1986 г., Москва.

2. Адеев В.А., Матвеев A.A., Пыткин Ю.Н., 0 возможности улучшения использования ядерного топлива в условиях многоблочной АЭС с реакторами ВВЭР. Экспресс-информация, Информэнерго,

1987 г., выпуск 10.

3. Адеев В.А. Упрощенная модель для расчета ксеноновых переходных процессов в активной зоне реактора ВВЭР-440. Материал второй тематической группы ВМК, 1988 г., Москва.

4. Пыткин Ю.Н., Панин М.В., Адеев В.А., Опыт эксплуатации реактора В-230 с уменьшенной активной зоной. Доклад на ВМК, 27.11.89 г., Венгрия, АЭС "Пакш".

5. Пыткин D.H., Лобов В.И., Адеев В.А., Симонов К.В., Проселков В.Н., Лушин В.Б. Результаты физических экспериментов на реакторе ВВЭР-440, загруженном топливом повышенного обогащения. Атомная энергия, т. 70, вып. 4, 1991 г.

6. Адеев В.А., Матвеев A.A., Пыткин D.H. Диалоговая система для эксплуатационных расчетов реакторов типа ВВЭР. Экспресс-информация, Информэнерго 1986 г., выпуск 8.