автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Исследование режимов работы реакторных установок РБМК-1000 в подкритическом состоянии

На правах рукописи

Сидоров Михаил Юрьевич

I

ИССЛЕДОВАНИЕ РЕЖИМОВ РАБОТЫ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК РБМК-1000 В ПОДКРИТИЧЕСКОМ СОСТОЯНИИ

Специальность 05.14.03. - «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Санкт-Петербург 2003

Работа выполнена на кафедре атомных и тепловых энергетических установок ГОУ ВПО «Санкт-Петербургский государственный политехнический ч университет»

Научный руководитель - доктор технических наук,

Лебедев Валерий Иванович

Консультант- доктор технических наук,

Василенко Вячеслав Андреевич

Официальные оппоненты: доктор технических наук,

Симановский Валентин Михайлович

кандидат физ.-мат. наук, доцент, . -Ельшин Александр Всеволодович

Ведущая организация - ФГУП «Санкт-Петербургский научно-

исследовательский и проектно-конструкгорский институт «Атомэнергопрйекг»»

Зашита состоится 7 октября 2003 года в 18 часов на заседании диссертационного совета Д 212.229.04 в ГОУ ВПО «Санкт-Петербургский государственный политехнический университет» по адресу: 193251, Санкт-Петербург, ул. Политехническая, д.29, в аудитории 411 ПГК.

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке ГОУ 'СПбГПУ." ' , I

Автореферат разослан « ■/"» 2003 года.

Ученый секретарь диссертационного совета

К. А, Григорьев

аооб ~ц гзиа£>■

ЛЯ£ОЬ£6

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Характерной особенностью канальных реакторов РБМК-1000 является то, что в активной зоне заключено несколько десятков областей, в которых, при определенных условиях, может образоваться локальная критичность [1]. Поэтому необходим надежный контроль плотности нейтронного потока в любом состоянии реакторной установки (РУ).

Опыт эксплуатации РУ РБМК-1000 показал, что на остановленном реакторе, когда плотность нейтронного потока составляет от 10'7 до 10° %

H,ом, штатные средства контроля нейтронной мощности не обладают достаточной степенью чувствительности. Перевод реактора в подкритическое и критическое состояние также связан с прохождением диапазона мощности, требующим более совершенных аппаратных средств контроля, чем ныне существующие.

Система контроля подкритичности, способная фиксировать изменения уровня мощности реактора в подкритическом состоянии и при выходе в критическое состояние, должна стать надежным инструментом контроля и управления нейтронно-физическими процессами в активной зоне. Это будет способствовать повышению ядерной безопасности реактора РБМК-1000 в подкритнческих (остановочных, стояночных и пусковых) режимах работы.

Цели работы. Целью данной диссертационной работы является исследование режимов работы РУ РБМК-1000 в подкритическом состоянии с помощью системы внутриреакторного контроля подкритичности реактора (СВРК ПР) и повышение уровня ядерной безопасности реактора РБМК-1000. Для этого поставлены следующие задачи диссертационного исследования:

I. Изучение конструкции активной зоны реактора РБМК-1000. Обобщение результатов измерений подкритичности различными методами и системами.

2. Экспериментальное исследование изменений степени подкритичности реактора в зависимости от режимов работы РУ и состава активной зоны.

3. Анализ полученных экспериментальных нейтронно-физическнх характеристик активной зоны РБМК-1000 с помощью расчетных программ.

4. Разработка дополнений к методике определения подкритичности реактора РБМК-1000.

5. Выработка рекомендаций по повышению уровня ядерной безопасности РУ РБМК-1000.

НОС. НАЦИОНАЛЬНА БИБЛИОТЕКА С Петербург Щ^РК.

Научная новизна. По мнению автора, к новым результатам относятся полученные экспериментальным путем значения эффективности стержней СКУЗ, TBC, столбов воды в ТК и PK СУЗ подкритического реактора РБМК-ЮОО и методики их измерения.

Научно-обоснованная методика определения подкритичности, разработанная автором, может быть использована при проектировании и эксплуатации систем контроля подкритичности на АЭС с канальными реакторами.

Методика выполнения работы, достоверность и обоснованность результатов.

В данной работе используются методы экспериментального и теоретического исследования. Полученные расчетные величины и экспериментальные данные подтверждены отчетами и протоколами измерений нейтронно-физическнх характеристик РУ РБМК-ЮОО Ленинградской н Курской атомных станций. Разработанные в диссертации модели процессов в активной зоне подкритического реактора основаны иа сравнении с расчетами и экспериментами, полученными в работах предыдущих авторов. Также при получении расчетных величин в работе использовались программные средства, аттестованные для физических расчетов активных зон реакторов РБМК-ЮОО.

Практическая ценность работы. Практическая ценность полученных автором результатов состоит в возможности проводить более глубокий контроль состояния активной зоны реакторов РБМК-ЮОО.

Полученные данные позволяют дополнительно контролировать правильность планирования перегрузок в течение кампании. Кроме того, появляется возможность вносить более точные поправки в показания датчиков системы физического контроля распределения энерговыделения.

Результаты непрерывного контроля изменения плотности нейтронного потока на остановленном реакторе позволяют более точно конкретизировать перечень ядерно-опасных работ.

Анализ результатов, полученных с помощью СВРК ПР, естественным образом обусловливает начало' разработки и создания комплексной системы управления и защиты подкритического реактора.

На основании результатов измерения в процессе опорожнения КО СУЗ были внесены изменения в «Инструкцию по опорожнению каналов СУЗ и аварийного бака СУЗ реактора РБМК-ЮОО первой очереди ЛАЭС» ннв.№Р-644 арх. ПТО Ленинградской АЭС.

Результаты 1 исследования намечено использовать для. внесения дополнений в «Комплексную методику определения физических и динамических характеристик РБМК-ЮОО» РДЭО-0137-98.

п

Автор выносит на защиту:

1. Рекомендации по определению количества подвесок ионизационных камер (ПИК), необходимого для полномасштабного контроля активной зоны подкритического реактора РБМК-1000, места их установки и их эффективный радиус чувствительности.

2. Расчетные и экспериментальные величины вклада в нейтронный поток подкритического реактора элементов активной зоны.

3. Заключение о методе определения подкритичности реакторов РБМК-1000 с помощью аппаратуры СВРК ПР.

4. Методику определения подкритичностиреактора РБМК-1000.

5. Способы повышения КИУМ энергоблоков РБМК-1000 с помощью использования СВРК ПР.

Апробация работы. Основные положения и результаты работы доложены на заседании научно-технического совета Ленинфадской АЭС и получили положительную оценку экспертов.

Также основные результаты исследований апробированы на научных конференциях:

1. Межвузовская научная конференция «XXVIII неделя науки СПбГТУ», доклад «Вопросы повышения маневренности и безопасности реактора РБМК-1000» Санкт-Петербургский государственный технический университет, 10 ноября 2000 г.

2. Международная научная конференция «Полярное сияние - 2002. Ядерное будущее: безопасность, экономика и право», доклад «Поверка аппаратуры контроля нейтронного потока реактора РБМК-1000, при пусковых режимах работы ЯЭУ и выходе на МКУ», Санкт-Петербург, Государственный региональный образовательный центр, 2 февраля 2002 г.

3. Международная научная конференция «Полярное сияние - 2003. Ядерное будущее: безопасность, экономика и право», доклад «Некоторые результаты испытаний системы внутриреакторного контроля подкритичности реактора на первом и втором энергоблоках Ленинградской АС», Санкт-Петербург, Государственный региональный образовательный центр, 31 января 2003 г. '

Публикации результатов работы. Основные результаты работы отражены в пяти публикациях.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения. В конце приведены библиографический список из 52 источников, приложения, в которых представлены элементы конструкции реактора, графики изменения подкритичности, процессы вывода в критическое состояние и уравнения математических моделей подкритичной активной зоны. Диссертация выполнена на 178 стр., из ннх 122 - текстовая часть, 5 - библиографический список, 51 - приложения.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении выполнен обзор работ, посвященных опыту эксплуатации РУ РБМК-1000, позволивший выявить режимы эксплуатации реактора в подкритическом состоянии, для которых требуется непрерывный контроль плотности нейтронного потока по всему объему активной зоны. В процессе эксплуатации и ремонта остановленного реактора необходим контроль степени подкритичности. При проведении ядерно-опасных работ она должна составлять не менее 2% (к^,ф<0,98). В соответствии с «Комплексной методикой определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000», для определения подкритичности используется метод «сброса» стержней СКУЗ из критического состояния реактора. Этот метод позволяет контролировать мгновенное значение подкритичности и не отслеживает его изменение во времени.

В настоящее время стала актуальной задача оснащения всех РБМК-1000 системами непрерывного контроля величины подкритичности реактора в любом состоянии активной зоны и разработка рекомендаций по их использованию.

На основании обзора литературных источников сформулированы цели и задачи диссертационного исследования.

Первая глава посвящена особенностям конструкции активной зоны РБМК-1000, анализу нейтронно-физических процессов, протекающих в подкритическом реакторе и оценке возможностей системы внутриреакторного контроля подкритичности реактора.

Активная зона энергоблоков №1 и №2 с РБМК-1000 Ленинградской АЭС представляет собой цилиндр (диаметр 11,8 м, высота 7 м), в котором размещены: 2488 графитовые колонны, 1693 технологических канала (ТК) с тепловыделяющими сборками (ТВС) или дополнительными поглотителями, 189 рабочих каналов системы управления и защиты (РК СУЗ) с поглощающими стержнями, 4 канала камеры деления и 156 каналов охлаждения отражателя. Теплоносителем 1 контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) является вода, которая подается в ТК, где при температуре ~ 273 °С происходит образование пароводяной смеси. В РК СУЗ также подается вода, с температурой не более 85 °С. Через графитовую кладку продувается смесь гелия с азотом.

Регулирование плотности нейтронного потока реактора осуществляется за счет перемещения стержней системы контроля, управления и защиты (СКУЗ).

Любое изменение состава активной зоны (извлечение стержня, перегрузка ТВС и т.д.) приводит к возмущению плотности нейтронного потока, который стабилизируется в зависимости от размножающих свойств реактора. Конструктивной особенностью РБМК-1000 является

и'

большое количество квазиавтономных критических масс, которые обладают различными размножающими свойствами. Каждая такая критическая масса создает свой подкритический нейтронный поток.

Установившийся нейтронный поток при подкритичности

(к,фф<1) при наличии источника нейтронов:

ф -ф .—!—=ф -М

>™ Ж" *исттг (1)

где Фист - плотность нейтронного потока от источника нейтронов нейтрон/см2-с; ;

М=1/(1-кэфф) - коэффициент умножения подкритической активной зоны.

Зависимость, определяющая скорость изменения плотности потока нейтронов при линейном изменении степени подкритичности:

_ пист ЭФФ (2)

где п11ст - поток нейтронов, создаваемый источником нейтрон/см1; кэфф - коэффициент размножения.

По мере приближения к критическому состоянию, скорость нарастания плотности потока нейтронов быстро увеличивается, хотя скорость уменьшения степени подкритичности остается постоянной [2). Это важная особенность кинетики размножения нейтронов, которую необходимо учитывать для обеспечения ядерной безопасности при пуске реактора РБМК-1000.

Для контроля изменения плотности потока нейтронов подкритической РУ РБМК-1000 разработана система внутриреакторного контроля подкритичности (СВРК ПР), которая обеспечивает контроль плотности нейтронного потока на остановленном реакторе и при выводе его на минимальный физический уровень мощности (МФУ). СВРК ПР производит вычисление степени подкритичности реактора и текущего значения реактивности, а также фиксирует относительное изменение скорости счета.

СВРК ПР предназначена для выдачи информации о текущем значении плотности потока тепловых нейтронов в относительных единицах, выдачи текущего значения реактивности, вычисления степени подкритичности, усреднения значения подкритичности по каналам, с учетом геометрии и состава активной зоны.

В состав СВРК ПР входят:

- датчики ПИК-бмт, устанавливаемые в центральные отверстия TBC (сб.49) и имеющие пять чувствительных элементов, равномерно распределенных по высоте активной зоны;

- стойка с аппаратурой, служащая для обработки сигналов датчиков;

- 2 компьютера, предназначенные для отображения информации о значении реактивности и скорости счета в реальном времени.

Текущее значение подкритичности (р) в процессе изменения состава активной зоны (например, извлечения стержней ручного регулирования (РР)) в СВРК ПР определяется по модели обращенного решения уравнений точечной кинетики реактора с источником при использовании измеренного значения Ф^):

dC.it) ' (3)

-£1=0гФ(1)/А+ЛгС.(О, 1 ;

где Ф(0 - плотность нейтронного потока, нейтр/см2-с; (^(О - мощность источника нейтронов, нейтр/см2-с; Л=т„/к - время генерации нейтронов в реакторе, с; р - реактивность (подкритичность); р( - доля запаздывающих нейтронов 1-ой группы; X, - постоянная распада, 1/с; С| - концентрация ядер-излучателей 1/м3.

Вторая глава посвящена анализу результатов испытаний СВРК ПР на энергоблоках Ленинградской АЭС.

На энергоблоках №¡1 и №2 Ленинградской АЭС, находящихся в расхоложенном и разотравленном состоянии, с Помощью СВРК ПР были проведены измерения плотности нейтронного потока и возмущения реактивности при извлечении-установке стержней СКУЗ, перегрузке ТВС, опорожнении-заполнении ТК, опорожнении-заполнении РК СУЗ, опорожнении-заполнении контура охлаждения СУЗ, извлечении-установке ТК, извлечении-установке РК СУЗ, установке в реактор различного оборудования, выводе реактора в критическое состояние, определении подкритичности реактора, определении' эффективности отдельных стержней РР, определении эффективности групп стержней РР, определении эффективности стержней БАЗ и УСП. Также измерено распределение плотности нейтронного потока по высоте подкритического РБМК-1000 в топливе и в замедлителе.

Анализ результатов измерений показал, что при извлечении (погружении) стержней СКУЗ в подкритическом реакторе нейтронный поток имеет локальный всплеск. Его величина зависит от места расположения датчика, типа стержня, состава и загрузки активной зоны.

На основании измерений полного двойного хода стержней СКУЗ на энергоблоке №1 Ленинградской АЭС были выявлены районы, в которых отклик СВРК ПР на возмущение нейтронного потока отличаются от среднего значения по всему реактору. Это связано с неравномерностью топливной загрузки. Также отмечено, что СВРК ПР регистрирует

возмущение реактивности, связанное с незначительным изменением положения стержня СКУЗ (рис. 1).

Рис. 1. Иллечвнив ст. РР 32-81 и погружение с шагом 1 и

На Ленинградской АЭС были впервые измерены эффекты реактивности при опорожнении и заполнении контура охлаждения СУЗ подкритического реактора без вывода реактора в критическое состояние. При опорожнении наблюдался незначительный отрицательный эффект реактивности -0,39 рэфф. За счет плавного опорожнения КО СУЗ было отмечено, что при сливе воды из облучательных каналов значение подкритичности по датчику 26-56 изменялось немонотонно (рис. 2). Результаты подтвердились при заполнении КО СУЗ. На основании этого был сделан вывод о различных знаках одного и того же эффекта в разных частях активной зоны. При выводе реактора в критическое состояние осуществлялся контроль изменения степени подкритичности реактора (рис. 3). В состоянии глубокой подкритичности отклик СВРК ПР на изменение степени подкритичности регистрировался ближайшими датчиками. При 35...40 извлеченных стержнях СКУЗ возмущение нейтронного потока от каждого последующего извлекаемого стержня фиксировалось всеми датчиками СВРК ПР. На основании этого был сделан вывод о полном перекрытии всех квазиавтономных активных зон реактора РБМК-1000. Таким образом, с помощью СВРК ЙР при подкритичности -0,3% (кэфф>0,997) появляется возможность отслеживать изменение плотности нейтронного потока и периодов для всего реактора при изменении положения одного стержня СКУЗ. Это существенно упрощает контроль за процедурой вывода реактора в критическое состояние и повышает ядерную безопасность.

5 1-55 среди 1 Я Л О Д кр И 1 И Ч К О сть

*-■- . «! .._. . --- ш

40-в*

2 6-56 J №

« 1(1( 1111 >••• 4**« III! I, С

Рис. 2. Опорожнение КО СУЗ

Традиционно определение распределения плотности нейтронного потока по высоте активной зоны РБМК-1000 осуществлялось методом активации медных проволочек, устанавливаемых в центральные отверстия ТВС на МФУ. Этот метод неудобен и неоперативен. При непосредственном участии автора, с помощью СВРК ПР были измерены высотные распределения плотности потока нейтронов подкритического реактора №2 РБМК-1000 Ленинградской АЭС (рис.4). Расхождения полученных экспериментальных данных связаны с тем, что активационный метод используется только в критическом состоянии РУ и не учитывает изменение профиля нейтронного поля по высоте при выводе реактора в критическое состояние. Расчеты показали, что оптимальным местом расположения датчика с одной ионизационной камерой по высоте является точка, отстоящая на 2,5 м от верха активной зоны. Относительное изменение плотности нейтронного потока в этой точке (при изменении подкритнчности) прямопропорционапьно интегральному изменению плотности потока по всей высоте активной зоны. Полученные значения поправок распределения плотности потока по высоте предложено внести в расчетные модели определения подкритичности реактора.

По результатам измерений и расчетов с помощью программного комплекса «Энергия», автором было определено минимальное количество датчиков для полномасштабного контроля подкритичности с. помощью СВРК ПР: 18 датчиков ПИК-бмт или 24 датчика ПИК-5мт, имеющих одну чувствительную секцию.

Автором рекомендованы места установки датчиков нейтронного потока. В отличие от ранее предложенной схемы размещения датчиков, места установки должны бьггь максимально приближены к стержням БАЗ.

и

Рис. 3. Вывод реактора а кришчесхое состояние t. с

Рис. 4. Относительное распределение плотности нейтронйого потока по высоте на энергоблоке N82

Относительная скорость счета, имп/с -*-14-24 TBC —•—34-57 РЛК -л-50-37 TBC -н- 48-57 TBC (критсоетояние)

Это связано с тем, что на плотность потока нейтронов вокруг стержней БАЗ оказывают минимальное влияние погруженные стержни СКУЗ. Сами стержни БАЗ, расположенные в крайнем верхнем положении, не оказывают влияния на плотность нейтронного потока.

Третья глава посвящена разработке и обоснованию применения методики определения подкритичности реактора РБМК-1000.

Методика основана на результате решения уравнения точечной кинетики для случая критической стационарной системы. Ее сущность состоит в перемещении стержней РР (источников возмущения), которое осуществляют последовательно в предварительно выбранных квазиавтономных областях разбиения активной зоны. Отклик нейтронного поля в каждой из таких областей описывается физически адекватной функцией, параметры которой определяют из условий аппроксимации ею зависимости экспериментально полученных значений относительного изменения сигналов датчиков от расстояния до источника возмущения. По значениям параметров функции-отклика и соотношениям, связывающим их с материальным параметром реакторной среды и коэффициентом размножения нейтронов, для каждой из областей разбиения находят значение локальной подкритичности. Оценку значения подкритичности реактора в целом осуществляют по области с минимальным значением локальной подкритичности.

Для экспериментального определения локального изменения реактивности, можно использовать функцию влияния стержня СКУЗ (¡-поглотителя):

где Фу0(г)» ФЛГ) - усреднённые по Нэ значения плотностей нейтронного потока Фо(г), Ф(г) .¡-стержня в крайнем верхнем и крайнем нижнем положениях;

Н,=Н„+2Дн»810 см - эффективная высота активной зоны РБМК-1000.

После перемещения .¡-поглотителя от крайнего верхнего до крайнего нижнего положения, изменение профиля нейтронного поля от Фй{г)до ФДг) происходит не мгновенно, а после завершения переходного процесса, определяемого кинетикой распада «избыточных» .ядер-излучателей запаздывающих нейтронов. Это отражается нестационарным уравнением диффузии: 1 '

- ^^ - - г о + ёу/*„ (5)

где V » 2,5-105 см/с - средняя скорость тепловых Нейтронов. Предполагается, что исходное (невозмущённое) состояние активной зоны соответствует околокритическому с »0,00005. Решение этого уравнения:

V, {r,t)a<Pj(r,có)

1 —

Ак

expí-o.O-

Р

<5^(0 «<5Фу(со)

1 --

ДА

exp(-úy)-

А*

ехр(-ау)

-ехр(-ау)

,(б)

где р,(г,«) = Sk'Wák^ = «>,(«.) = Л, /Л*>

,, _Р>ФФ+Мааа

Л

ш

/Ш:

М^., = А*,, + Яс' (г); Д^., = +-локальное и усреднённое по объёму активной зоны1 значение подкритичности после перемещения поглотителя, обладающего дифференциальной эффективностью бк'(г) и интегральной .

Последовательность применения методики определения подкритичности реактора РБМК-1000 сводится к нижеследующему. Первоначально реактор выводится в критическое состояние (р»=0) и стабилизируется на одном уровне. В дальнейшем производится поочередное погружение и извлечение стержней РР. Это позволит определить вклад в возмущение плотности нейтронного потока каждого стержня в отдельности, которое, как показали измерения (рис. 5), отличается для различных участков активной зоны. Далее программа вычисляет подкритичность каждого участка активной зоны в зависимости от измеренного сигнала.

0.1

0,0

р.0,1

Я £ -0.2

х

I -о.з

fc я

4)

О. -0.4

•0.5 -0.6

| р ъг

1 '/ 1 1 Тч

1 1 i 1 1 В

сре ЧНЯЯ ПС цкрити* ность

1

200 400 600 800 1000 1200 1400 Рис. 5. Определение эффективности стержней РР

1600 1800 «.с

За конечную подкритичность принимается минимальное из полученных значений. Это позволяет снять ограничения на физические свойства используемых стержней-поглотителей и иных источников возмущения нейтронного поля, а также обеспечить возможность выявления областей активной зоны с минимальным значением локальной подкритичности, что важно для обеспечения ядерной безопасности.

Четвертая глава посвящена рассмотрению некоторых способов повышения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) энергоблоков с РУ'РБМК-1000, связанных'с использованием к СВРКПР.

К таким способам сокращения работ, связанных с подготовкой энергоблока к пуску, следует отнести:

- сокращение времени измерения подкритичности и эффективности замененных стержней СКУЗ за счет уменьшения количества выводов реактора в критическое состояние;

- уменьшение количества подготовительных, операций перед выводом реактора в критическое состояние и уменьшение количества времени на выполнение работ, связанных с измерениями физических характеристик реактора;

- определение эффекта опорожнения КО СУЗ с помощью СВРК ПР, не требующее вывода реактора в критическое состояние.

Комплекс мероприятий по повышению КИУМ позволит в дальнейшем изменить перечень ядерно-опасных работ и уменьшить суммарное время на их подготовку и проведение.

Создание программных средств для СВРК ПР, способных непрерывно контролировать изменение плотности нейтронного потока реактора и вносить поправки в порядок извлечения стержней СКУЗ, позволит сократить время вывода реактора в критическое состояние и повысить ядерную безопасность энергоблоков с РУ РБМК-1000.

Ожидаемый экономический эффект от внедрения СВРК ПР и мероприятий по повышению КИУМ для реакторов РБМК-1000 может составить более 80 млн. рублей в год. 1 1

В заключении сформулированы основные выводы диссертации: ( 1. В данной работе впервые решается задача измерения и контроля

степени подкритичности остановленного реактора с помощью СВРК ПР -принципиально новой системы измерений. , Автором произведена оценка существующих методов и подходов

определения подкритичности в зависимости от места установки датчиков нейтронного потока. Показано, что за конечную подкритичность реактора следует принимать не среднее значение от показаний всех датчиков, как того требуют современные методики обработки результатов, а минимальное из полученных значений подкритичности.

2. Расчетные и экспериментальные данные позволили разработать новую научно-обоснованную методику определения подкритичности реактора РБМК-1000 с использованием штатной операции по проверке эффективности отдельных стержней РР.

Сущность методики заключается в последовательном погружении и последующем извлечении стержней СКУЗ на реакторе в критическом состоянии. Исходя из отклика датчиков на сигнал возмущения нейтронного потока в подкритическом реакторе, активная зона условно разбивается на 8 квазиавтономных районов, со своими значениями к^ф, материального параметра и подкритйчности. Внутриреакторными датчиками определяется вклад каждого стержня СКУЗ для каждой из квазиавтономных активных зон. В зависимости от удаленности стержня от места установки датчика нейтронного потока, показания датчиков описываются уравнением, из решения которого определяют подкритичность для каждой из зон. Минимальное из полученных значений необходимо принимать за подкритичность всего реактора в целом.

3. Анализ результатов измерений для подкритического реактора РБМК-1000 показал, что при извлечении стержней СКУЗ, плотность нейтронного потока увеличивается в локальной области. Это зависит от:

- места расположений датчика. Максимальное расстояние от датчика до источника возмущения нейтронного поля, при котором регистрируется изменение плотности нейтронного потока в подкритическом реакторе, достигает - 1,75 м;

- типа перемещаемого стержня СКУЗ. Так для стержней 2477 изменение плотности потока ~ на 7% больше, чем для стержней 2091;.

- выгорания стержня. При погружении «свежих» стержней СКУЗ изменение плотности нейтронного потока ~ на 8% больше, чем для стержней, находящихся в активной зоне длительное время. Это связано с большей поглощающей способностью (меньшим выгоранием) «свежих» стержней;

-энерговыработки TBC, в которую устанавливается датчик. При установке в «свежую» TBC (Е"0 МВт-сут/ЬзС) сигнал от датчика уменьшается на 10... 15% по сравнению с «выгоревшей» TBC (Е>2000 МВт-сут/ТВС);

- состава и загрузки активной зоны. При прочих равных услрвиях, вносимая «локальная реактивность» в районах (полиячейках 4 на 4) с низкими энерговыработками (Eq,<l 100 МВт-сут/ТВС) в 1,5..Л,8 раза больше, чем в аналогичных районах со средней энерговыработкой (Еср=1626 МВт-сут/ТВС).

4. Данные для подкритического реактора, полученные в результате мониторинга операций по проверке и настройке скоростей стержней СКУЗ, позволили выявить «засвеженные» районы активной зоны. В этих районах рекомендовано произвести перегрузки, чтобы выровнять

ч.

распределение поля энерговыделения при работе на мощности. Этот способ дает возможность корректировать процесс перегрузок.

5. На основании измерений при проверке полного двойного хода стержней СКУЗ были выявлены районы, в которых возмущения нейтронного потока в 2,5 раза превышают среднее значение для всего реактора. Стержни РР, БАЗ и У СП в этом районе имели «аномально большой вес». Такие стержни было рекомендовано исключить из расчета «Порядка извлечения стержней при выводе реактора в критическое состояние». «Аномально большой вес» стержней для реактора в подкритическом состоянии связан с 'неравномерностью топливной загрузки активной зоны. Для своевременного устранения неравномерности топливной загрузки реактора РБМК-1000, автором предложено с помощью СВРК ПР периодически измерять плотност^ нейтронного потока при извлечении и погружении стержней СКУЗ. Это поможет внести поправки в процесс перегрузок, скорректировать дальнейший лмвод реактора п критическое состояние.

б. Проведенные расчеты и эксперименты впервые показали возможность контроля СВРК ПР изменения степени подкритичности реактора РБМК-1000 при перегрузке TBC. Это позволяет повысить ядерную безопасность РУ РБМК-1000 при соблюдении требований ПБЯ РУ АС-89 в части ядерно-опасных работ. Впервые была получена зависимость изменения подкритичности реактора РБМК-1000 при перегрузке TBC. Показан вклад одной TBC в нейтронный поток подкритического реактора.

7. При эксплуатации реактора в подкритическом состоянии с коэффициентом размножения кйМ>0,997 СВРК ПР позволяет фиксировать изменение плотности нейтронного потока и периодов реактора при минимальном управляющем воздействии оператора. Это упрощает контроль за выводом реактора в критическое состояние и существенно повышает ядерную безопасность энергоблока в целом. Показана возможность создания системы, способной обеспечить равномерный и монотонный вывод реактора в критическое состояние.

8. На основании полученных зависимостей скорости счета от положения стержней БАЗ для подкритического состояния РУ, выработаны рекомендации по дополнению к «Комплексной методике определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000» РДЭО-0137-98. Предложено дополнить существующую методику оценки подкритичности методом ввода стержней БАЗ, и тем самым, уменьшить погрешность. Автором получены значения относительных изменений плотностей нейтронного потока при погруженных и извлеченных стержнях БАЗ (рис. б) для ' реактора РБМК-1000, находящегося в подкритическом состоянии.1 Это позволяет ~ в 5 раз увеличить точность в оценке подкритичности методом ввода стержней

БАЗ. Кроме того, данные, полученные СВРК ПР, подтвердили неточность оценок, используемых аттестованной программой «POLARIS» для расчета эффективности стержней БАЗ в подкритическом состоянии реактора №1 Ленинградской АЭС.

1100

юоо

900

i too я

^ roo и

jf 600 и о

а 500 8

и 400

300

200

О 100 200 300 400 500 «00 700 S00 900

Рис. б. Погружение стержней БАЗ ,с

9. С помощью прямых измерений с высокой точностью подтверждено смещение максимума плотности нейтронного потока к верху активной зоны подкрнтического реактора. По мнению автора, это смещение связано с ужесточением спектра нейтронов в верхней части активной зоны при прохождении пароводяной смеси на работающем реакторе, что приводит к увеличению наработки Ри239 в верхней части TBC.

10. Впервые экспериментально доказано, что эффект опорожнения КО СУЗ может иметь различный знак в различных частях активной зоны. Это позволило внести корректировки в «Инструкцию по опорожнению каналов СУЗ и аварийного бака СУЗ реактора РБМК-1000 первой очереди ЛАЭС» (инв.№Р-644 арх. ПТО Ленинградской АЭС) и изменить процедуру опорожнения или заполнения КО СУЗ на Ленинградской АЭС.

11. Анализ результатов измерений показал, что дальнейший перевод загрузки РБМК-1000 на уран-эрбиевое топливо с обогащением 2,8% и 3,0%, при сохранении стратегии перегрузок на Ленинградской АЭС, приведет к еще большей неравномерности концентрации делящихся материалов по радиусу активной зоны. А при неизменной мощности реактора продолжится увеличение к, и возрастет линейная нагрузка на твэл. Для того, чтобы нивелировать эти негативные эффекты, связанные с экономически обоснованным переводом реактора РБМК-1000 на топливо с более высоким обогащением, необходимо изменить существующий подход к перегрузкам реактора. Также целесообразно производить периодический мониторинг состава активной зоны с помощью СВРК ПР. Это позволит своевременно выявлять и перегружать TBC в районах реактора с неравномерной загрузкой.

Публикации. По основным материалам диссертационной работы сделаны следующие публикации:

1. М.Ю.Сидоров, В.И.Лебедев, Г.Г.Куликова и др. Некоторые результаты испытаний системы внутриреакторного контроля подкритичности реактора на первом энергоблоке Ленинградской АЭС. Международная студ. конференция «Полярное сияние-2003».: Сборник тезисов докладов. Под ред. проф. В.В. Харитонова М.: МИФИ, 2003. - с.120-122.

2. Сидоров М.Ю., Куликова Г.Г., Струков М.А., и др. Исследование и анализ некоторых характеристик сигналов средств проверки аппаратуры измерения и контроля нейтронного ' потока ядерного реактора. Международная студенческая конференция «Полярное сияние-2002». Ядерное будущее: безопасность, экономика и право»: Сборник тезисов докладов. Под ред. проф. В.В. Харитонова М.: МИФИ, 2002. - с. 155-156.

3. Сидоров М.Ю., Куликова Г.Г., В.А. Василенко и др. Поверка аппаратуры контроля нейтронного потока реактора РБМК-1000, при пусковых режимах работы ЯЭУ и выходе на МКУ. Международная студенческая конференция «Полярное сияние-2003». Сборник тезисов докладов. Под ред. проф. В.В. Харитонова М.: МИФИ, 2003. - с.77-78.

Список используемой литературы

1. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов (под ред. д. ф.-м. н. Г.А. Батя). М.: Энергоиздат, 1982.

2. В.И. Владимиров. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов-М.: Энергоатомиздат, 1986.

Перечень принятых сокращений.

БАЗ - быстродействующая аварийная защита;

КО СУЗ • контур охлаждения системы управления и защиты;

КИУМ - коэффициент использования установленной мощности;

МФУ * - минимальный физический уровень мощности;

ПБЯ РУ АС-89 - «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций»;

I ;

ПИК - подвеска ионизационных камер;

РБМК - реактор большой мощности канальный;

PK СУЗ - каналы системы управления и защиты;

РР - стержни ручного регулирования;

РУ • реакторная установка;

СВРК ПР - система внутриреакторного контроля подкритичности реактора;

СКУЗ - система контроля, управления и защиты;

TBC - тепловыделяющая сборка;

ТК - технологический канал;

УСП - укороченный стержень поглотитель.

РЫБ Русский фонд

2006-4 27426

Лицензия ЛР Л» 020593 от 7.08.97

Подписано в печать 2i.Of.2oo3 Объем в п.л. Тнраж 100 экз._Заказ № 429

Отпечатано с готового оригннал-макста, предоставленного автором, в типографии Издательства СПбГПУ 195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., 29.

Отпечатано на ризографе ЯЫ-2000 РР „ ,

Поставщик оборудования — фирма "Р-ПРИНТ" *'• '

Телефон:(812) 110-65-09 \ "

Факс: (812) 315-23-04 '

2 8 оКТ '/003

ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

1. ГЛАВА 1. КОНСТРУКТИВНЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ

АКТИВНОЙ ЗОНЫ РБМК-1000. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ В ПОДКРИТИЧЕСКОМ РЕАКТОРЕ. СИСТЕМА ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ ПОДКРИТИЧНОСТИ РЕАКТОРА.

1.1. Состав активной зоны РБМК-1000 Ленинградской

1.1.1. Металлоконструкции реактора.

1.1.2. Графитовая кладка.

1.1.3. Каналы РБМК-1000 Ленинградской АЭС.

4 1.1.3.1. Технологический канал.

1.1.3.2. Канал СУЗ.

1.1.3.3. Канал охлаждения отражателя.

1.1.3.4. Канал камеры деления.

1.1.3.5. Облучательный канал (РЛК).

1.1.4. Элементы, входящие в контур многократной принудительной циркуляции.

1.1.4.1. Тепловыделяющая сборка.

1.1.4.2. Тепловыделяющий элемент.

1.1.4.3. Дополнительные поглотители.

1.1.4.3.1. Стержень дополнительного поглотителя кобальтовый (2365.00.000).

1.1.4.3.2. Стержень дополнительного поглотителя кобальтовый

Я (2365.00.000-01, 2365.00.000-02).

1.1.4.4 Столб воды. 1.1.5. Элементы, входящие в контур охлаждения СУЗ.

1.1.5.1. Органы регулирования реактивности.

1.1.5.2. Стержень РР (2091.00.000-01).

1.1.5.3. Стержень РР (2477.00.000).

1.1.5.4. Стержень РР (2477.00.000-01).

1.1.5.5. Стержень УСП (2093.00.000).

1.1.5.6. Стержень БАЗ (2505.00.000).

1.1.6. Анализ влияния конструкционных элементов на нейтронный поток подкритического реактора.

1.2. Система контроля, управления и защиты (СКУЗ). Контроль физических характеристик подкритического реактора.

1.3. Нейтронно-физические процессы, протекающие в активной зоне подкритического РБМК-1000.

1.4. Система внутриреакторного контроля подкритичности реактора.

1.4.1. Датчик Пик-бмт.

1.4.1.1. Конструкция датчика Пик-бмт.

1.4.1.2. Принцип работы датчика Пик-бмт.

1.4.2. Помехозащищенность линии связи датчиков Пик-бмт и стойки с аппаратурой.

1.4.3. Принцип работы измерительной стойки с аппаратурой СВРК ПР.

2. ГЛАВА 2. РЕЗУЛЬТАТЫ ИСПЫТАНИЙ.

2.1. Состояние реактора РБМК-1000 и настройка системы измерений.

2.1.1. Начальные условия измерений.

2.1.2. Состояние активной зоны перед началом измерений.

2.1.3. Настройка СВРК ПР перед началом измерений. Выбор порогов дискриминации и времени интегрирования.

2.2. Измерения с помощью СВРК ПР на подкритическом реакторе.

2.2.1. Извлечение и загрузка ТВС.

2.2.2. Извлечение и загрузка стержня СКУЗ.

2.2.3. Извлечение и сброс группы стержней БАЗ.

2.2.4. Опорожнение и заполнение КО СУЗ.

2.2.5. Опорожнение и заполнение ТК.

2.2.6. Установка в реактор оборудования для бурения кернов, вырезки и извлечения ТК и РК, ТВ-осмотра.

2.2.7. Измерение распределения плотности потока нейтронов по высоте активной зоны.

2.3. Измерения с помощью СВРК ПР на реакторе в критическом состоянии.

2.3.1. Подготовка к извлечению стержней СКУЗ перед выводом реактора в критическое состояние.

2.3.2. Вывод в критическое состояние.

2.3.3. Измерение эффективности быстродействующей аварийной защиты и суммарной эффективности стержней СКУЗ.

2.3.3.1. Требования к прогнозным величинам.

2.3.3.2. Измерение суммарной эффективности БАЗ и СКУЗ.

2.3.3.3. Измерения эффективности стержней СКУЗ и подкритичности.

2.3.3.4. Сравнительный анализ полученных результатов с прогнозными величинами.

2.3.4. Определение интегральных и дифференциальных ^ характеристик стержней СКУЗ.

2.4. Штатная аппаратура и методы определения подкритичности.

2.4.1. Исходное состояние активной зоны.

2.4.2. Измерения с помощью штатной системы определения подкритичности реактора.

2.4.2.1. Энергетический уровень мощности.

2.4.2.2. Физический уровень мощности.

2.4.3. Способы определения поправок на пространственные эффекты при измерении подкритичности.

2.4.4. Оценка погрешности пространственных эффектов при измерениях подкритичности реактиметром.

2.4.5. Применение методов расчетного моделирования для * учета пространственных эффектов при определении подкритичности.

2.5. Анализ полученных результатов.

3. ГЛАВА 3. МЕТОДИКА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПОДКРИТИЧНОСТИ РЕАКТОРА РБМК-1000.

3.1. Способы определения подкритичности.

3.2. Способ-прототип.

3.3. Сущность метода определения подкритичности.

3.4. Область разбиения активной зоны.

3.5. Последовательность определения подкритичности.

3.6. Результаты использования метода погружения

Ф> стержней.

4. ГЛАВА 4. ПРИМЕНЕНИЕ СВРК ПР ДЛЯ

ПОВЫШЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТА ИСПОЛЬЗОВАНИЯ УСТАНОВЛЕННОЙ МОЩНОСТИ

НА ЭНЕРГОБЛОКАХ РБМК-1000.

4.1. Определение эффективности замененных стержней СКУЗ.

4.2. Сокращение времени вывода реактора в критическое состояние.

4.3. Уменьшение количества ядерно-опасных работ.

4.4. Внедрение СВРК ПР в промышленную эксплуатацию.

4.5. Определение эффекта опорожнения КО СУЗ.

4.6. Оценка возможной экономической эффективности внедрения СВРК ПР.

Для того, чтобы контролировать состояние активной зоны в реакторе РБМК-1000, предусмотрена система физического контроля распределения энерговыделения (СФКРЭ). Согласно [5] СФКРЭ выполняет свои функции в полном объеме при мощности реактора 160 МВт (т) и более, то есть от 5% NT ном- На уровнях мощности ниже 160 МВт (т) и на остановленном реакторе (NT НОм«0) непрерывный контроль плотности нейтронного потока осуществляется от сигналов боковых ионизационных камер (БИК), чувствительность которых составляет 10"7 имп/нейтрон. По результатам измерений [21] было определено, что плотность нейтронного потока в подкритическом реакторе РБМК-1000 составляет 106-107 нейтр/см2с. Таким образом, в подкритическом состоянии РУ при незначительных изменениях плотности нейтронного потока (например, извлечения одного регулирующего стержня), БИК, расположенная в отражателе, не может зафиксировать изменение щ плотности нейтронного потока. Поэтому для проведения измерений, связанных с внесением малых значений реактивности (от 0,0002 %) в активную зону устанавливают четыре трехкамерные подвески РБМК-15 (сб.38). Сначала реактор выводят в критическое состояние, затем переводят в надкритическое, набирают требуемую плотность нейтронного потока ~ 4-1012 нейтр/см2 с, вновь переводят реактор в критическое состояние (р=0) и производят необходимые измерения.

8 апреля 1999 года при выводе реактора 4-го энергоблока Курской АЭС из режима «горячего останова» в критическое состояние произошло срабатывание быстродействующей аварийной защиты (БАЗ) по сигналу АЗСП (автоматическая защита по скорости нарастания мощности в пусковом диапазоне). Комиссия Госатомнадзора РФ отметила, что «срабатывание БАЗ АЗСП произошло из стабильного . состояния, когда никакого постепенного роста показаний мощности и реактивности штатными системами контроля зафиксировано не было». Приведенный в [4] анализ показывает, что извлечение стержня ручного регулирования (РР) в ячейке 32-15 из крайнего нижнего в крайнее верхнее положение привело к вводу положительной реактивности +1,63 Рэфф- В результате реактор был выведен в надкритическое состояние с установившейся надкритичностью -0,32 рЭфф, недопустимо маленьким периодом нарастания мощности -15 с и сильным перекосом радиального энергораспределения kr~12,5. Наибольшая часть положительной реактивности (90%) была введена при извлечении стержня с 2-х метров до крайнего верхнего положения. За время извлечения стержня (47,5 с) мощность реактора возросла с 0,2 до 0,34 КВт. Уровень плотности потока нейтронов при этом оставался недопустимо низким. В момент срабатывания БАЗ мощность реактора составила 5,2 КВт. Таким образом, стержень 32-15, включенный в список «Порядка извлечения стержней» при выходе в критическое состояние являлся «аномально тяжелым».

С помощью моделирования вариантов различного внесения положительной реактивности из различных состояний реактора на нестационарной расчетной программе ТРОЙКА, POLARIS (ВНИИАЭС) и программе расчета последовательности извлечения стержней БОКР-МКУ (НИКИЭТ) были сделаны следующие основные выводы:

- при выводе в критическое состояние через несколько суток после останова штатными средствам измерений не удается скомпенсировать у-токи на уровне ~ 10"9А. В этом случае в системе контроля нейтронного потока при выходе в критическое состояние нет перекрытых рабочих диапазонов датчиков;

- с момента извлечения 32-15 (при подкритичности -0,1рЭфф) ДО ввода стержней БАЗ в активную зону увеличение мощности могло составить ~ до 90 МВт;

Таким образом, было показано, что существуют режимы работы РБМК-1000, в которых штатные средства измерения плотности нейтронного потока не обладают достаточной степенью чувствительности. Для того, чтобы обеспечить непрерывный контроль плотности нейтронного потока на остановленном реакторе и периода нарастания мощности при пуске реактора начата разработка и испытания системы контроля подкритичности. Исследование возможностей таких систем на стадии испытаний, создание методологического и программного обеспечения и выдача рекомендаций по внедрению в промышленную эксплуатации является целью данной диссертационной работы.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. В данной работе впервые решается задача измерения и контроля степени подкритичности остановленного реактора с помощью СВРК ПР - принципиально новой системы измерений. На Ленинградской АЭС определены места расположения датчиков системы внутриреакторного контроля подкритичности РУ РБМК-1000. Датчики рекомендовано устанавливать равномерно по активной зоне реактора. Решетка расположения датчиков, по возможности, должна захватывать так называемые «горячие районы» - полиячейки (4 на 4 и 9 на 9) с энерговыработками значительно меньшими, чем в среднем по реактору. Экспериментально было показано, что при равномерном извлечении стержней СКУЗ именно такие районы достигают критического состояния раньше всего реактора в целом, за счет большей концентрации делящегося материала U235. Таким образом, контроль районов реактора с меньшей подкритичностью значительно повышает ядерную безопасность канальных реакторов РБМК-1000.

Автором произведена оценка существующих методов и подходов определения подкритичности в зависимости от места установки датчиков нейтронного потока. Показано, что за конечную подкритичность реактора следует принимать не среднее значение от показаний всех датчиков, как того требуют современные методики обработки результатов, а минимальное из полученных значений подкритичности.

2. Расчетные и экспериментальные данные позволили разработать новую научно-обоснованную методику определения подкритичности реактора РБМК-1000 с использованием штатной операции по проверке эффективности отдельных стержней PP.

Сущность методики заключается в последовательном погружении и последующем извлечении стержней СКУЗ на реакторе в критическом состоянии. Исходя из отклика датчиков на сигнал ^ возмущения нейтронного потока в подкритическом реакторе активная зона условно разбивается на 8 квазиавтономных районов, со своими значениями кЭфф, материального параметра и подкритичностью. Внутриреакторными датчиками определяется вклад каждого стержня СКУЗ для каждой из квазиавтономных активных зон. В зависимости от удаленности стержня от места установки датчика нейтронного потока, показания датчиков описываются уравнением, из решения которого определяют подкритичность для каждой из зон. Минимальное из полученных значений необходимо принимать за подкритичность всего реактора в целом.

3. Анализ результатов измерений для подкритического реактора РБМК-1000 энергоблока №1 показал, что при извлечении стержней СКУЗ, измеренная плотность нейтронного потока увеличивается в локальной области. Это зависит от:

- места расположения датчика. Максимальное расстояние от # датчика до источника возмущения нейтронного поля (например, при извлечении стержня РР), при котором регистрируется изменение плотности нейтронного потока в подкритическом реакторе достигает 40 эффективных радиусов;

- типа перемещаемого стержня СКУЗ. Для стержней 2477 изменение плотности потока ~ на 7% больше, чем для стержней 2091;

- выгорания стержня. При погружении «свежих» стержней СКУЗ изменение плотности нейтронного потока ~ на 10% больше, чем для стержней находящихся в активной зоне длительное время. Это связано с большей поглощающей способностью «свежих» стержней (меньшим выгоранием);

- энерговыработки ТВС, в которую устанавливается датчик. При установке в «свежую» ТВС (Е=0 МВт сут/ТВС) сигнал от датчика уменьшается на 10-15% по сравнению с «выгоревшей» ТВС (Е>2000 МВт-сут/ТВС);

- состава и загрузки активной зоны. При прочих равных условиях вносимая «локальная реактивность» в районах (полиячейках 4 на 4) с низкими энерговыработками (Еср<1100 МВт-сут/ТВС) в 1,5-1,8 раза больше, чем в аналогичных районах со средней энерговыработкой (Еср=1626 МВт-сут/ТВС).

4. Данные для подкритического реактора, полученные в результате мониторинга операций по проверке и настройке скоростей стержней СКУЗ, позволили выявить «засвеженные» районы активной зоны. В этих районах рекомендовано произвести перегрузки, чтобы выровнять распределение поля энерговыделения при работе на мощности. Этот способ дает возможность корректировать процесс перегрузок.

5. На основании измерений при проверке полного двойного хода стержней СКУЗ на энергоблоке №1 Ленинградской АЭС были выявлены районы, в которых возмущения нейтронного потока в 2,5 раза превышают среднее значение для всего реактора (на блоке №1 район вокруг стержня 2477.00.000-00 с координатой 32-61). Стержни РР, БАЗ и УСП в этом районе имели «аномально большой вес». Такие стержни было рекомендовано исключить из расчета «Порядка извлечения стержней при выводе реактора в критическое состояние». «Аномально большой вес» стержней для реактора в подкритическом состоянии связан с неравномерностью топливной загрузки активной зоны. Для своевременного устранения неравномерности топливной загрузки реактора РБМК-1000, приводящей к появлению стержней с большой эффективностью, автором предложено с помощью СВРК ПР периодически измерять плотность нейтронного потока при извлечении и погружении стержней СКУЗ. Это поможет выявить «горячие» и «холодные» районы в активной зоне, внести поправки в процесс перегрузок, скорректировать дальнейший вывод реактора в ф критическое состояние.

6. Проведенные расчеты и эксперименты впервые показали возможность контроля СВРК ПР изменения степени подкритичности реактора РБМК-1000 при перегрузке ТВС. Это позволяет повысить ядерную безопасность РУ РБМК-1000 при соблюдении требований ПБЯ РУ АС-89 в части ядерно-опасных работ. Впервые была получена зависимость изменения подкритичности реактора РБМК-1000 при перегрузке ТВС. Показан вклад одной ТВС в нейтронный поток подкритического реактора.

7. Сравнение результатов измерений СВРК ПР и данных штатного реактиметра, подключенного к четырем камерам КНК-53М (сб.38), говорит о достижении высокой точности в показаниях при экспериментах на реакторе в критическом состоянии.

При эксплуатации реактора в подкритическом состоянии с коэффициентом размножения кэфф>0)997 СВРК ПР позволяет # фиксировать изменение плотности нейтронного потока и периодов реактора при минимальном управляющем воздействии оператора. Это упрощает контроль за выводом реактора в критическое состояние и существенно повышает ядерную безопасность энергоблока в целом. С помощью СВРК ПР впервые показана возможность контролировать изменение подкритичности реактора при извлечении каждого стержня СКУЗ. Внедрение такой системы позволит обеспечить равномерный и монотонный вывод реактора в критическое состояние.

8. На основании полученных зависимостей скорости счета от положения стержней БАЗ для подкритического состояния РУ, выработаны рекомендации по дополнению «Комплексной методики определения физических и динамических характеристик реакторов щ РБМК-1000» РДЭО-0137-98. Предложено дополнить существующую методику оценки подкритичности методом ввода стержней БАЗ, и тем ф самым уменьшить погрешность. Впервые полученные автором значения относительных изменений плотностей нейтронного потока при погруженных и извлеченных стержнях БАЗ, для реактора РБМК-1000, находящегося в подкритическом состоянии, позволяют значительно увеличить точность в оценке подкритичности методом ввода стержней БАЗ. Кроме того, данные, полученные СВРК ПР, подтвердили неточность оценок, используемых программой «POLARIS» для расчета эффективности стержней БАЗ в подкритическом состоянии реактора №1 Ленинградской АЭС.

9. С помощью прямых измерений с высокой точностью подтверждено смещение максимума плотности нейтронного потока кверху активной зоны подкритического реактора. По мнению автора, это смещение связано с ужесточением спектра нейтронов в верхней части активной зоны при прохождении пароводяной смеси, что приводит к увеличению наработки Ри239 в верхней части ТВС. В подкритическом состояния РУ влияние на плотность потока в нижней части активной зоны оказывают погруженные стержни УСП.

10. Впервые экспериментально доказано, что эффект опорожнения КО СУЗ может иметь различный знак в различных частях активной зоны. Это позволило внести корректировки в «Инструкцию по опорожнению каналов СУЗ и аварийного бака СУЗ реактора РБМК-1000 первой очереди ЛАЭС» (инв.№Р-644 арх. ПТО Ленинградской АЭС) и изменить процедуру опорожнения или заполнения КО СУЗ Ленинградской АЭС.

11. Анализ результатов измерений показал, что дальнейший перевод загрузки РБМК-1000 на уран-эрбиевое топливо с обогащением 2,8% и 3,0% при сохранении стратегии перегрузок Ленинградской АЭС приведет к еще большей неравномерности концентрации делящихся материалов по радиусу активной зоны. А при неизменной мощности реактора продолжится увеличение kr и возрастет линейная нагрузка на твэл. Для того, чтобы нивелировать эти негативные эффекты, связанные с экономически обоснованным переводом реактора РБМК-1000 на топливо с более высоким обогащением, необходимо изменить существующий подход к перегрузкам реактора. Также целесообразно производить периодический мониторинг состава активной зоны с помощью СВРК ПР. Это позволит своевременно выявлять и перегружать районы реактора с неравномерной загрузкой.

12. Анализ состояния подкритичной РУ РБМК-1000 естественным образом обусловливает начало разработки и создания комплексной системы управления и защиты подкритического реактора. Создание такой системы позволит контролировать текущее значение подкритичности и вносить управляющее воздействие на плотность нейтронного потока РУ, находящейся в подкритическом состоянии.

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ 88/97, ПНЭА Г—01—011-97, федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности, М.: 1997.

2. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ РУ АС -89, М.: 2001.

3. Отчет о научно-исследовательской работе «Расчетное моделирование вывода в критическое состояние реактора РБМК-1000 4-го энергоблока Курской АЭС», ВНИИАЭС, М.: 1999.

4. Технологический регламент по эксплуатации энергоблока №1 Ленинградской АЭС с реактором РБМК-1000. Арх. ПТО ЛАЭС инв. №0.3334/0, 2000.

5. Программа определения физических и динамических характеристик1.4 энергоблоков ЛАЭС инв. № Пр-4549 арх. ПТО ЛАЭС, 2002.

6. Комплексная методика определения физических и динамическиххарактеристик реакторов РБМК-1000. РДЭО-0137-98, инв. № 16557-бр. Техническая библиотека ЛАЭС, М.: 1998.

7. Инструкции по управлению реактором типа РБМК-1000 первой очереди ЛАЭС. Инв. № 2Р-175 от 16.05.89 г. Арх. ПТО ЛАЭС.

8. Бланк №4 Вывода реактора энергоблока №1 ЛАЭС в критическое от 11.11.2002 г.

9. Инструкция по опорожнению каналов СУЗ и аварийного бака СУЗ реактора РБМК-1000 первой очереди ЛАЭС. Инв. № Р-644 арх. ПТО ЛАЭС.

10. Паспорт № 1 ЛЕН-99 реакторной установки блока № 1 Ленинградской АС.

11. Инструкция по планированию перегрузок на реакторах первой ^ очереди «Ленинградской атомной станции», инв. № 0-4575 Арх. ПТО1. Л АЭС, 2002.

12. Типовая методика планирования перегрузок на АЭС с РБМК, инв. № М-018/89, ВНИИАЭС.

13. Инструкция по перегрузке реакторов ЛАЭС 1,2 на мощности с использованием РЗМ, тех. библ. ЛАЭС инв. № 1109-от.

14. РНЦ КИ. Обоснование безопасности перевода энергоблока №2 Ленинградской АЭС на полномасштабную загрузку уран-эрбиевым топливом (дополнение к ТОБ РУ энергоблока №2 Ленинградской АЭС), Москва, 1997.

15. Справочник по ядерной физике. Пер с англ. под ред. академика Л.А. Арцимовича, М., Физматгиз, 1963.

16. Описание алгоритма программы расчёта характеристик ядерной безопасности РБМК «STEPAN-S». М., РНЦ «Курчатовский институт», Отчёт по НИР, per. № 33P-08/3, 1993.

17. Ш 18. Протокол результатов измерений характеристик реакторачетвертого энергоблока Курской АЭС на физическом уровне мощности, июнь 2002 г.

18. И.Е. Сомов, В.Б. Полевой, Н.Н. Новикова и др. Расчетно-экспериментальное обоснование нейтронно-физических характеристик канала большого диаметра для облучения кремния в РБМК-1000. ЗАО НПП «Квант», инв. № 1389-отТех. Библиотека ЛАЭС, 1998.

19. Расчет коэффициентов коррекции сигналов ДКЭР, расположенных в ТВС с уран-эрбиевым топливом обогащения 2,6% и 2,8% для реакторов Ленинградской АЭС. Отчет 5.1165 от. НИКИЭТ. Москва, 2002.

20. Протокол физических измерений характеристик реактора 1 энергоблока ЛАЭС 13.09.02 г. и 17.09.02 г., Ленинградская атомная станция.

21. Протокол приемо-сдаточных испытаний системы внутриреакторного контроля подкритичности реактора №10-11/113-02, от 16.04.2003 г. Сосновый Бор, 2003.

22. Протокол физических измерений характеристик реактора 2 энергоблока ЛАЭС 28.11.02 и 01.12.02 г., Ленинградская атомная станция.

23. Протокол физических измерений характеристик реактора 2 энергоблока ЛАЭС 14.01.03 г., Ленинградская атомная станция

24. Протокол физических измерений характеристик реактора 2 энергоблока ЛАЭС 31.08.02 г., Ленинградская атомная станция.

25. Беккурц К., Виртц К. Нейтронная физика: Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1968.

26. Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика. Ч. 1. М.: Атомиздат, 1974.

27. Протокол определения эффективности БАЗ, подкритичности, эффекта реактивности при обезвоживании КО СУЗ, температурного коэффициента (изотермического) реактивности на 1 блоке САЭС. №174-ОЯБ САЭС.

28. Протокол по результатам измерений характеристик нейтронного поля подкритического реактора типа РБМК-1000.-ИАЭС, per. № 20012/92 15.01.92.

29. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. -М., Энергоатомиздат, 1986.

30. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора. -М., Энергоиздат, 1981.

31. Нейтронно-физический комплекс. Техническое описание и 0 инструкция по эксплуатации. Per. № 2870 от 08.06.98,Тех.библиотека1. ЛАЭС.

32. Нейтронно-физический комплекс. Формуляр. Per. № 2870 от 08.06.98,Тех.библиотека ЛАЭС.

33. Подвеска ионизационной камеры Пик-бмт. Паспорт. ГФКЦ 506.412.005 ПС, УГП НТЦ «Теплоэнерготехника», 1999.

34. Техническое решение о рабочих испытаниях двенадцати канальной системы внутриреакторного контроля подкритичности реактора. Тр-9445 от 27.05.2002, Арх. ПТО ЛАЭС.

35. Программа испытаний системы внутриреакторного контроля подкритичности реактора на энергоблоке №1. Пр-5527 от 15.02.2002 г. Арх. ПТО ЛАЭС.

36. Программа испытаний системы внутриреакторного контроля подкритичности реактора на энергоблоке №2. Пр-5675 от 04.12.2002 г. Арх. ПТО ЛАЭС.

37. Протокол приемо-сдаточных испытаний импульсных счетныхканалов внутриреакторной системы контроля подкритичности реактора РБМК-1000 №10-11/034-00, от 27.04.2000 г. Сосновый Бор, 2000.

38. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М.: Атомиздат,1976.

39. Р.Мегреблиан, Д.Холмс. Теория реакторов. М.: Госатомиздат, 1992.

40. Г.Б.Двайт. Таблицы интегралов и другие математические формулы. М.: Наука, 1996.

41. Опыт использования реактиметра ПИР при измерении эффективности стержней СУЗ на критических системах типа РБМК. М.: ИАЭ им. И.В. Курчатова, Отчёт по НИР, per. №т ЗЗР/1-69-88, 1988.

42. Анализ результатов перевода реакторов РБМК-1000 на топливо ^ с обогащением 2,4 %. М.: ИАЭ им. И.В. Курчатова, Отчёт по НИР, per.1. ЗЗР/1 -388-89, 1989.

43. Экспериментальные оценки реактивности с учётом пространственных эффектов при различном количестве и расположении нейтронных детекторов. М.: ИАЭ им. И.В.Курчатова, Отчёт по НИР, per. № ЗЗР/1-1770-92, 1992.

44. Рекомендации по учёту пространственных эффектов при измерении реактивности. М.: НИКИЭТ, Отчёт по НИР, per. № 12.562 От, 1990.

45. Казанский Ю.А., Матусевич Н.С. Экспериментальная физика реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1994.

46. Справочник по специальным функциям. /Под ред. М. Абрамовича и И.Стиган. М.: Наука, 1979.

47. David L. Hetrick. Dinamics of nuclear reactors. The university of Chicago Press Chicago and London, 1975.

48. Лебедев В.И., Ананьев А.Н., Белянин Л.А., Еперин А.П., Шмаков

49. Л.В. и др. Вопросы безопасности АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны. -М.: Энергоатомиздат, 1996.

50. НИКИЭТ. Разработка конструкции тепловыделяющей сборки и обоснование перевода реакторов РБМК-1000 на топливо повышенного обогащения, содержащее эрбий. №48.07, 1995.

51. Инструкция по эксплуатации реактора РБМК-1000 (РЦ), Арх. ПТО инв. № Р-807, 2003 г.to--j