автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Расчетный анализ методов измерения коэффициентов реактивности РБМК

РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

На правах рукописи.

БАЛЫГИН Алексей Александрович

РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ МЕТОДОВ ИЗМЕРЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТОВ РЕАКТИВНОСТИ РБМК.

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

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук.

003459739

Работа выполнена в ФГУ

Российский научный центр «Курчатовский Институт»

Научный руководитель: доктор технических наук

КРАЮШКИН Александр Викторович КЯР ФГУ РНЦ «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты: доктор технических наук

ЦИБУЛЬСКИЙ Виктор Филлипович ИЯР ФГУ РНЦ «Курчатовский институт»

кандидат физико-математических наук ПОПЫКИН Александр Иванович НТЦЯРБ

Ведущая организация

«Всероссийский Научно-Исследовательский Институт по эксплуатации атомных электростанций» (ОАО «ВНИИАЭС»)

Защита состоится «_»_ 2009 г. в_ч._мин.

на заседании диссертационного совета Д 320.009.06 в Российском научном центре «Курчатовский институт» по адресу 123182, г. Москва, пл. Курчатова, д1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт»

Автореферат разослан «_»_2009. г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук, профессор

В.Г. МАДЕЕВ.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

Актуальность работы.

Реакторы РБМК составляют около половины атомной энергетики России. Их эксплуатация будет продолжаться в течение нескольких десятков лет. Одной из важных задач научного сопровождения РБМК является обеспечение их безопасности. Коэффициенты реактивности - существенные нейгронно-физические характеристики реактора, влияющие на его безопасность. Эти величины регулярно определяются экспериментально и расчетным путем. Экспериментально полученные величины коэффициентов реактивности используются для валидации нейтронно-физических и теплогидравлических программ.

Имеет место систематическое отклонение результатов стационарных расчетов от результатов, полученных в эксперименте. Определение причин этих систематических отклонений возможно с помощью расчетного моделирования экспериментов с использованием динамических программ. Прямое расчетное моделирование экспериментов позволяет оценить и объяснить методическую ошибку, получаемую при расчетах коэффициентов реактивности по стационарным версиям программ, используемых при разработке и обосновании мероприятий по совершенствованию активной зоны РБМК.

Корректное использование результатов измерений при валидации расчетных кодов предопределяет повышение точности расчетного предсказания характеристик реактора и качества обоснования мероприятий по повышению безопасности. Поэтому данная работа является актуальной.

Цели н задачи работы.

1. Анализ существующих методик проведения экспериментов по измерению парового, быстрого мощностного и графитового коэффициентов реактивности и вьивление причин расхождения этих экспериментальных величин и величин, полученных из стационарного расчета.

2. Обеспечение корректного использования результатов измерений при валидации расчетных кодов.

3. Разработка новых методов измерений коэффициентов реактивности и обработки результатов измерений.

Результаты работы, выносимые на защиту.

1. Методика и результаты стационарных и динамических расчетов для анализа причин различия величин коэффициентов реактивности, получаемых в эксперименте и стационарном расчете.

2. Комплексный метод определения быстрого мощностного и графитового температурного коэффициентов реактивности.

3. Пассивный метод определения графитового коэффициента реактивности и эффекта ксенонового отравления.

4. Новая методика обработки результатов измерения парового коэффициента реактивности.

з

Методы исследования.

Стационарные и динамические расчеты проводились с использованием различных версий программы STEP AN.

Научная новизна.

Проанализированы методические расхождения в определении величин коэффициентов реактивности, полученных экспериментальным путем и из расчета по стационарной версии программы STEPAN:

- рассмотрено влияние пространственных эффектов на полученные экспериментальные значения коэффициентов реактивности.

- оценено влияние «медленных» обратных связей по температуре графита и концентрации ксенона-135 на результаты измерений парового (схф) и быстрого мощностного (otw) коэффициентов реактивности.

- дано расчетное обоснование «обратного хода» реактивности в процессе эксперимента по измерению аф.

Разработаны предложения по:

- комплексному методу определения быстрого мощностного и графитового температурного коэффициентов реактивности;

- пассивному методу определения графитового температурного коэффициента реактивности (ас);

- усовершенствованной методике обработки экспериментальных результатов для определения парового коэффициента реактивности, позволяющей практически полностью избавиться от зависимости результатов измерений от знака возмущения расхода питательной воды и снизить относительную погрешность определения величины парового коэффициента реактивности. Достоверность.

Достоверность представленных в диссертации результатов расчетов подтверждается хорошим совпадением с результатами экспериментов. В работе использовались различные версии программы STEPAN, которая аттестована в Госатомнадзоре с выдачей аттестационного паспорта.

Практическая значимость работы.

• Проведенный анализ методик измерения коэффициентов реактивности обеспечивает корректное использование результатов измерений при валидации программ нейтронно-теплогидравлического расчета, способствуя повышению качества расчетного прогнозирования при обосновании мероприятий по повышению безопасности РБМК.

• Объяснение «обратного хода» реактивности при измерениях аф дает лучшее понимание физики реактора.

• Разработанные новый способ обработки результатов измерений аф и пассивный метод измерения графитового коэффициента реактивности позволяют сократить время, затрачиваемое на измерения на АЭС. Решением Совета по ядерной безопасности ОАО «Концерн Энергоатом» данные разработки рекомендованы для включения в «Комплексную методику определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000».

Апробация работы.

Материалы, представленные в диссертации были доложены на следующих

научных конференциях:

1. XII семинар по проблемам физики реакторов. «Волга - 2002» Москва, МИФИ, 2-6 сентября 2002 г.

2. IX Международная Конференция «Безопасность и подготовка кадров». Обнинск, 24-28 октября 2005 г.

3. Пятая Международная научно-техническая конференция «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики МНТК 2006» Москва, Росэнергоатом, 19-21 апреля 2006.

4. Шестая Международная научно-техническая конференщи «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики МНТК 2008» Москва, Росэнергоатом, 21-23 мая 2008.

5. XV семинар по проблемам физики реакторов «Волга - 2008», Москва, МИФИ, 2-6 сентября 2008 г.

Личный вклад автора.

• Проведены динамические расчеты, моделирующие эксперименты по измерению коэффициентов реактивности РБМК.

• Выполнена оценка влияния различных факторов, не учитываемых в стационарных расчетах, на величины коэффициентов реактивности.

• Получено объяснение «обратного хода» реактивности при измерениях парового коэффициента реактивности.

• Разработаны новые методики экспериментального определения быстрого мощностного, парового и графитового температурного коэффициентов реактивности.

Публикации.

Список основных публикаций приведен в конце автореферата.

Структура и объем диссертации.

Материал диссертационной работы изложен на 164 страницах, содержит список

литературы из 63 наименований, 41 таблицу и 76 рисунков.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ.

Во введении обсуждаются различия в величинах быстрого мощностного (а„) и парового (аф) коэффициентов реактивности, полученных из расчета по стационарной и динамической версиям программы STEPAN. В стационарных расчетах коэффициенты реактивности вычисляются в точном соответствии с определением как отношение малого изменения реактивности к вызвавшему его малому возмущению по паросодержанию (Дер) или по мощности (AW). По теории малых возмущений проводится расчет изменения реактивности в результате малого изменения возмущающего параметра и далее вычисляется коэффициент реактивности как отношение изменения реактивности к изменению возмущающего параметра.

Другое дело, получение этих величин в измерениях. Любое возмущение в реакторе изменяет и множество других параметров, которые в стационарном расчете считаются постоянными. Неоднородность внесенных в измерениях возмущений приводит к изменениям формы нейтронного поля, что также ведет к возникновению систематических отклонений расчетных значений коэффициентов реактивности от результатов измерений. Кроме того, в стационарных расчетах предполагается, что реактор в процессе измерений переходит из одного стационарного состояния в другое. В реальных экспериментах конечное (а в некоторых случаях и начальное) состояние реактора не всегда может рассматриваться как стационарное.

Влияние этих факторов можно оценить, если проводить прямое численное моделирование эксперимента по нестационарным программам. Возможность такого численного моделирования экспериментов возникла сравнительно недавно после появления вычислительной техники с достаточно высоким быстродействием.

В диссертации приводятся результаты расчетного моделирования экспериментов по программе STEPAN/KOBRA. На основании полученных результатов анализируются возможные причины расхождения экспериментальных и расчетных результатов.

В первой главе представлен обзор литературы по вопросам экспериментального и расчетного определения коэффициентов реактивности. В приведенных работах рассматриваются особенности РБМК - большой размер и сложность структуры активной зоны, влияющие на устойчивость формы поля энерговыделения. Анализируется природа коэффициентов реактивности, методы их расчета и экспериментального определения. Рассматривается влияние пространственных эффектов на коэффициенты реактивности РБМК. Также в представленных работах рассматривается влияние внедрения уран-эрбиевого топлива на величины парового и быстрого мощностного коэффициентов реактивности.

Во второй главе представлены результаты расчетного моделирования экспериментов по измерению а<р, aw и ас и приводится анализ влияния различных факторов на экспериментально получаемые значения этих величин. Рассматриваются различия в экспериментальной и расчетной методиках определения быстрого мощностного (aw) и парового (аф) коэффициентов реактивности. В стационарном расчете величины aw и аф согласно определению вычисляются по формуле (1):

др др др дГ др д<р а.=—; . а„=— =—--+-£-.-£. (1)

• * д<р дШ а ЗЖ д<р вш

Дается небольшое и равномерное возмущение по температуре теплоносителя на входе в активную зону при расчете а,, или по мощности каналов при расчете а„. При этом величина внесенной реактивности определяется по теории возмущений. То есть пространственные изменения распределения плотности потока нейтронов и мощности в реакторе, которые могут возникнуть в процессе эксперимента, не учитываются. В реальном эксперименте, как показывает его моделирование, изменение распределения плотности потока нейтронов и мощности может оказывать существенное влияние на получаемые величины а,, и а„.

В стационарном расчете получаются "чистые" значения величин а,р и а„, не учитывающие влияния изменения таких параметров как температура графита и концентрация ксенона. А в эксперименте изменение температуры графита и концентрации ксенона могут оказывать влияние на измеряемые значения аф и

а».

В экспериментах изменение реактивности вычисляется по сигналам датчиков, расположенных в определенных точках в активной зоне или вне ее. Если датчики расположены рядом с регулирующими стержнями, они завышают изменение реактивности. Если датчики расположены далеко от стержней (например, вне активной зоны), величина реактивности занижается.

Таким образом, в эксперименте непросто правильно определить «теоретические» величины коэффициентов реактивности афи а,,. Эти величины «в чистом виде» можно получить только в результате стационарного расчета. При этом критерием правильности стационарного расчета может служить совпадение измеренных и полученных в результате расчетного моделирования измерений величин аф и а„, при условии, что стационарный расчет и динамическое моделирование эксперимента проводились в рамках одной модели.

Численное моделирование экспериментов по измерению а(|) и а*.

Приводится сравнение величин аф и полученных экспериментально, в результате расчетного моделирования экспериментов и в результате стационарных расчетов. Полученные результаты представлены в таблицах 1 и 2.

Таблица 1.

Величины а», полученные из эксперимента, стационарного расчета и

динамического расчета.

Блок, дата о^, 104-р/МВт

а„врл зкс

ЛАЭС-1, 30.01.01 -3.4(62) -2.6(23) -2.3(9) -2.1

ЛАЭС-2, 22.08.03 -4.4(52) -3.1(7) -2.8(-3) -2.9

ЛАЭС-4, 18.11.02 -3.9(70) -2.88(25) -2.2(-4) -2.3

КАЭС-1, 24.01.04 -3.3(14) -2.4(-17) -2.1(-28) -2.9

КАЭС-4, 07.04.03 -3.7(37) -2.6(-3) -2.05(-24) -2.7

САЭС-1, 20.01.04 -3.1(26) -2.02(-17) - -2.48

Таблица 2.

Величины а,(, полученные из эксперимента, стационарного расчета и

динамического расчета.

Блок, дата аф, 10"2р

си" а,„л""

ЛАЭС-1, 30.01.01 0.56 (-31) 0.79 (-4) 0.82

ЛАЭС-2, 22.08.03 0.01 (-97) 0.37 (12) 0.33

ЛАЭС-4, 18.11.02 0.27 (-64) 0.47 (-37) 0.75

КАЭС-1, 21.01.04 0.74 (-27) 1.55 (51) 1.02

КАЭС-4, 07.04.03 0.70 (-1) 0.88 (24) 0.71

САЭС-1, 20.01.04 1.03 (30) 1.34(70) 0.79

В первых столбцах таблиц 1 и 2 представлены номера блоков и даты состояний реактора, для которых проводились эксперименты и расчеты. Далее приводятся результаты стационарного расчета (ст), динамического расчета (дин) и экспериментальные результаты (экс). В таблице 1 приводятся результаты динамического расчета быстрого мошностного коэффициента реактивности для двух случаев:

1 - расчет схц, полученный с учетом величины введенной реактивности, «измеренной» внутризонными датчиками (врд);

2 - расчет а,У, полученный с учетом величины введенной реактивности, «измеренной» боковыми ионизационными датчиками (бик);

В скобках приводится отличие в процентах абсолютной расчетной величины от экспериментальной величины а„эк;.

Экспериментальные величины а,р и а„ достаточно хорошо совпадают с величинами аф и а*, полученными в результате динамического моделирования, значительно лучше, чем с величинами, полученными в результате стационарных расчетов. Это с одной стороны подтверждает правильность используемой модели, а с другой является принципиальным подтверждением правильности результатов стационарных расчетов, в которых определяются несколько иные (стационарные) значения сц, и а».

Влияние пространственной неоднородности нейтронно-физических свойств на измеряемые величины сц, и а„. Величины ак полученные из статического расчета, систематически больше по абсолютной величине, чем величины а№, полученные экспериментально и в результате динамического моделирования эксперимента. Это расхождение связано с тем, что в статическом расчете а„ мощность меняется равномерно (увеличивается на 4% в каждой расчетной ноде). В эксперименте и в динамическом расчете мощность меняется в результате частичного погружения в активную зону 4 стержней. Это приводит к перераспределению энерговыделения по объему активной зоны.

Для оценки влияния перераспределения энерговыделения по объему активной зоны проводились сравнительные расчеты, моделирующие измерение а„ на 2 блоке ЛАЭС по состоянию на 22 августа 2003 года. При этом рассматривалось 2 варианта:

1 Реактивность вносилась перемещением 4 стержней, расположенных в центральной части активной зоны. Начальная глубина погружения стержней около 300 см.

2 Реактивность вносилась одновременным перемещением всех 136 стержней РР на глубину 4 см со своего начального положения. В этом варианте обеспечивается более равномерное внесение возмущения по объему активной зоны.

Были получены следующие результаты: первый вариант - а„=-3.14-10"4 р/МВт; второй вариант - а„=-3.92'10'4 р/МВт.

Величина а„, полученная при одновременном погружении всех стержней РР (2 вариант) на 25% выше по абсолютной величине, чем величина а№, полученная для варианта 1. Таким образом, при более равномерном вводе реактивности по объему активной зоны измеренная величина а„ была бы больше по абсолютной величине. Величина полученная во втором варианте, лучше согласуется с результатами статических расчетов, где реактивность вводится равномерно по объему активной зоны.

Использование датчиков БИК, расположенных за пределами реактора для измерения введенной реактивности при взвешивании стержней приводит к занижению значения введенной реактивности и абсолютной величины а„ по сравнению с реактивностью, полученной с учетом изменения нейтронного потока во всей активной зоне. Величина занижения для разных вариантов может меняться от 12 до 30% (см. табл. 1).

Анализируется различие расчетных величин аф и а„, полученных на основании моделирования экспериментов с использованием для оценки изменения суммарной мощности реактора боковых датчиков, расположенных за пределами активной зоны (датчики БИК) и внутризонных датчиков (датчики ВРД). Для моделирования экспериментов было выбрано состояние 4 блока Курской АЭС на 7 апреля 2003 года. На рисунке 1 представлены рассчитанные временные зависимости изменения мощности реактора при моделировании измерений аи.

3120 3100

^зоао т

= 3060

х 30Д0 о

= 3020 3000 2900

О 5 10 15 20 25 30 35 40

Время, с.

Рис 1. Расчетное изменение мощности при моделировании эксперимента.

Сплошной линией обозначена зависимость интегральной мощности реактора, полученная на основании расчета. Интегральная мощность практически совпадает с мощностью, измеренной одной или несколькими группами внутризонных датчиков ВРД. Символами ■ обозначается зависимость мощности реактора, полученная на основании сигналов БИК. Видно, что мощность реактора, восстановленная по показаниям БИК, меняется медленнее, чем реальная мощность реактора. Это вызвано тем, что внереакторные датчики БИК расположены далеко от погружаемых стержней.

На рис. 2 представлена зависимость изменения мощности реактора при моделировании измерений а,р.

измерению аг

■ Мощность ло датчикам БИК

— Интегральная мощность

* ■ ■.; «

Представлены две зависимости мощности от времени: интегральная мощность реактора, полученная прямым расчетом и мощность реактора, полученная с учетом изменения суммарного сигнала 4 датчиков БИК. Видно, что мощность реактора, восстановленная по суммарному сигналу четырех БИК, меняется больше чем мощность реактора, полученная по показаниям внутризонных датчиков.

Увеличение расхода питательной воды приводит к уменьшению паросодержания во всех топливных каналах. При этом более выраженное изменение паросодержания имеет место в каналах, расположенных на периферии активной зоны. Внесенная отрицательная реактивность компенсируется извлечением регулирующих стержней, расположенных в центральной части активной зоны. При их перемещении мощность меняется в основном в их ближайшем окружении. Таким образом, увеличение расхода питательной воды, скомпенсированное извлечением стержней АР приводит к перераспределению энерговыделения в реакторе. Кроме того, при увеличении расхода питательной воды растет плотность теплоносителя. Это приводит к снижению «прозрачности» активной зоны и уменьшению потока нейтронов в области размещения БИК. Аналогичное перераспределение энерговыделения происходит и при уменьшении расхода питательной воды.

На основании приведенных расчетов показано, что использование внереакторных датчиков БИК для определения уровня мощности в процессе экспериментов по измерению величин аф и aw приводит к тому, что абсолютная величина aw занижается примерно на 10%, а величина а,р завышается на 50-80%.

Исследуется влияние изменения формы аксиального распределения энерговыделения на величины аф и aw. По стационарной версии программы STEPAN были проведены расчеты для двух состояний 1 и 3 блоков САЭС. При этом вместо реальных показаний 12 аксиальных датчиков, по которым в программе STEPAN восстанавливается высотное поле энерговыделения задавались искусственные для формирования нового поля энерговыделения. Таким образом, было сформировано по 4 искусственных высотных поля энерговыделения для двух рассматриваемых состояний (варианты 1^4). Вариант 1 имитирует одногорбое поле с максимумом в центре. Вариант 2 имитирует одногорбое поле с максимумом, сдвинутым к верху активной зоны.

Вариант 3 имитирует одногорбое поле с максимумом, сдвинутым к низу активной зоны.

Вариант 4 имитирует двугорбое поле энерговыделения.

В таблице 3 представлены значения аф и aw для четырех вариантов для состояний Смоленской АЭС 1 и 2 блоков.

Таблица 3.

Величины aqua*, для 4 искусственных аксиальных распределений _энерговыделения.

Состояние Вариант

1 2 3 4

САЭС-1 06.03.06 0.83 0.56 0.87 0.75

aw, ß/МВт -3.3-10-4 -3.7-10'4 -3.3-104 -3.4-10"4

САЭС-3 13.09.06 a®. ß 0.33 0.12 0.34 0.27

a„, ß/МВт -3.7-10"4 -4.110"4 -3.7- IQ'4 -3.8Т0'4

Согласно представленным результатам расчетов, изменение аксиального профиля энерговыделения может оказывать существенное влияние на величину парового коэффициента реактивности. Измеряемая величина аф может меняться в пределах 0.2^0.3 ß для одного и того же блока без существенного изменения загрузки, уровня мощности и других параметров реактора. Показано, что смещение аксиального поля энерговыделения вверх приводит к уменьшению величин а,, и а„. Известно, что при изменении температуры теплоносителя на входе в активную зону паросодержание (Лср) меняется по высоте неравномерно и имеет выраженный максимум на расстоянии около 2.5 м от низа активной зоны (на границе экономайзерного и испарительного участков). Смещение поля энерговыделения вверх приводит к тому, что максимум энерговыделения сдвигается в область меньшего Дф, что и приводит к уменьшению а,риа„.

Исследуется влияние температуры теплоносителя на входе в активную зону на величину парового коэффициента реактивности. Согласно технологическому регламенту по эксплуатации РБМК-1000 температура теплоносителя на входе в активную зону на номинальном уровне мощности может меняться в пределах 265-5-270 °С. При этом уменьшение температуры воды на 1 градус приводит к увеличению длины экономайзерного участка примерно на 10 см. Таким образом, изменение температуры на входе в активную зону меняет форму зависимости Дф от высоты участка активной зоны. Это может приводить к некоторому изменению величины парового коэффициента реактивности.

Для оценки влияния температуры теплоносителя на входе в активную зону на величину а,, были проведены расчеты по стационарной версии программы STEPAN состояния 3 блока САЭС на 13.09.06 с температурами теплоносителя на входе в активную зону 265 и 270 °С. В таблице 4 представлены результаты расчетов парового коэффициента реактивности для температуры теплоносителя на входе 265 и 270 °С.

Таблица 4.

Величины парового коэффициента реактивности для 4 искусственных аксиальных распределений энерговыделения. Температура воды на входе в

активную зону Т,х-265 и 270 °С.

Параметр Вариант

1 2 3 4

a»2f'5, ß 0.38 0.11 0.43 0.32

a,„270,ß 0.33 0.12 0.34 0.27

До^Р 0.05 -0.01 0.С9 0.05

В строках 2 и 3 в величинах р приведены значения парового коэффициента реактивности для температуры теплоносителя на входе в активную зону 265 и 270 °С (аф265 и а(р270). В четвертой строке приведена разность этих величин.

Согласно представленным в этом разделе результатам расчетов, при уменьшении температуры теплоносителя на входе в активную зону с 270 до 265 °С, величина аф увеличивается в пределах 0.1 р. При уменьшении температуры теплоносителя увеличивается длина экономайзерного участка и максимум Дф

смещается выше, в область более высокого энерговыделения. Это и приводит к росту а,р. При этом на величину изменения аф оказывает влияние аксиальное распределение энерговыдсления в активной зоне.

Исследуются причины так называемого «обратного хода» реактивности при измерении а,р. Во всех расчетных зависимостях реактивности от времени, полученных при моделировании экспериментов по измерению av видно, что сразу после увеличения расхода питательной воды реактивность увеличивается, проходит через максимум, и только после этого (через 4-6 секунд) начинает снижаться. И наоборот, сразу после снижения расхода питательной воды реактивность снижается и только через 4-6 секунд начинает увеличиваться. Подобный эффект наблюдается и в реальных экспериментах при измерении аф. Известно также, что этот эффект усиливается по мере увеличения в загрузке TBC с эрбиевым поглотителем.

В настоящее время в РБМК загружается топливо, содержащее выгорающий поглотитель (ЕГ2О3). Нейтронно-физические свойства такого топлива сильно зависят от глубины выгорания. Согласно результатам расчетов «индивидуальный» аф такого канала со свежим топливом отрицательный, но по мере выгорания растет и становится положительным.

Обычно каналы максимальной мощности - это каналы с относительно свежим «эрбиевым» топливом, имеющие большой отрицательный эффект обезвоживания. В каналах максимальной мощности устанавливаются большие расходы теплоносителя (6-8 кг/сек). Это приводит к тому, что скорость движения теплоносителя в этих каналах максимальная. Таким образом, каналы с большой мощностью быстрее заполняются «холодным» теплоносителем, имеющим большую плотность (при увеличении расхода питательной воды). Это приводит к начальному росту реактивности и мощности реактора.

На рисунке 3 представлена временная зависимость реактивности от времени при измерении аф на 4 блоке ЛАЭС 18 ноября 2002 года.

Вариант 1 - это стандартный расчет.

Вариант 2 - это расчет того же состояния, но с измененным распределением расхода теплоносителя -6 кг/сек на входе в каждый канал.

Рис. 3. Зависимость реактивности от времени.

Во втором варианте скорость движения теплоносителя во всех каналах одинаковая. Следовательно, заполнение всех каналов «холодной водой» происходит одновременно. Поэтому во втором варианте роста реактивности в начальный момент времени нет.

Влияние изменения концентрации ксенона,температуры графита и давления в барабане-сепараторе на измеряемые величины аф и а*.

Исследуется влияние изменения температуры графита и концентрации ксенона на результаты измерения а„. Предполагается, что изменение этих параметров не оказывает существенного влияния на измеряемую величину а„., так как сами измерения проводятся в течение достаточно короткого времени -20-30 секунд. Для определения роли обратной связи, связанной с изменением этих параметров были проведены расчеты для трех вариантов:

1. При моделировании эксперимента учитывалось изменение концентрации ксенона и температуры графита.

2. При моделировании эксперимента учитывалось изменение температуры графита. Концентрация ксенона в топливе предполагалась постоянной и равной начальной величине.

3. При моделировании эксперимента предполагалось, что температура графита и концентрация ксенона в топливе постоянны и равны начальным величинам.

На рисунке 4 представлены расчетные временные зависимости изменения мощности реактора, полученные при моделировании эксперимента для одного из рассмотренных состояний - 1 блока КАЭС 24 января 2004 года.

Время, с.

Рис. 4 Изменение мощности при моделировании измерения а„на1 блоке КАЭС 24.01.2004.

Видно, что в течение первых 20-30 секунд влияние изменения температуры графита и концентрации ксенона действительно пренебрежимо мало. Как показывают расчеты, величины а,¥, полученные с учетом и без учета влияния

изменения температуры графита и концентрации ксенона (варианты 1 и 3) различаются на 1.5-2.0%, что намного меньше точности измерения а„. Однако видно также, что в третьем варианте мощность реактора через 30 секунд после начала эксперимента вновь начинает снижаться и стабилизируется на более низком уровне только через 150-200 секунд.

Согласно расчетам реальная величина изменения мощности на 20-25 МВт больше, чем величина, взятая в области локального максимума (как это принято при обработке измерений). Однако к этому моменту времени влияние обратной связи по температуре графита и концентрации ксенона уже настолько значительно, что стабилизация мощности в первом и втором вариантах не достигается. Согласно полученным результатам, использование экспериментально измеренной величины изменения мощности в области локального максимума приводит к завышению абсолютной величины а„ примерно на 15%.

Исследуется влияние изменения температуры графита и концентрации ксенона на измеряемую величину <хф. Измерение аф проводится на интервале времени около 120 секунд. Этого времени может оказаться достаточно для того, чтобы начала проявляться обратная связь по температуре графита и концентрации ксенона. Изменение температуры графита и концентрации ксенона в процессе эксперимента может быть связано также с нестационарной мощностью реактора перед началом измерений. Согласно «Комплексной методике» измерение парового коэффициента реактивности должно проводиться на реакторе, в котором мощность поддерживалась на постоянном уровне в течение достаточно долгого времени (не менее суток до начала измерения). Это необходимо для того, чтобы исключить влияние «фонового» изменения мощности на результаты измерения. Однако это требование не всегда соблюдается. Для оценки влияния обратных связей по температуре графита и концентрации ксенона по программе БТЕРЛЫ/КОВКА были проведены расчеты, моделирующие первые четыре опыта эксперимента по измерению аф методом малых возмущений. Для расчетов было взято состояние 4 блока ЛАЭС на 18 ноября 2002 года. Рассматривались три варианта:

1. При моделировании эксперимента предполагалось, что температура графита и концентрация ксенона в топливе постоянны и равны начальным величинам. Перед измерением аф мощность реактора не меняется, температура графита постоянная, концентрация ксенона равновесная. (Вариант 1).

2. При моделировании эксперимента учитывалось изменение концентрации ксенона и температуры графита. Перед измерением <хф мощность реактора не меняется, температура графита постоянная, концентрация ксенона равновесная. (Вариант 2).

3. При моделировании эксперимента учитывалось изменение концентрации ксенона и температуры графита. За 200 секунд перед измерением аф в результате перемещения 4 стержней АР с начальной глубины погружения 350 см до 354 см была внесена отрицательная реактивность, которая вызвала переходный процесс со снижением мощности реактора (около 2.0 МВт/мин) и изменением температуры графита и концентрации ксенона. (Вариант 3).

Результаты расчетов аф для трех вариантов представлены в таблице 5.

Таблица 5.

Результаты моделирования эксперимента по измерениюа^

№ опыта Вариант 1 Вариант 2 Вариант 3

1 0.38 0.42 0.42

2 0.38 0.35 0.33

3 0.36 0.41 0.45

4 0.38 0.30 0.26

Видно, что во 2 и 3 вариантах наблюдается систематическое занижение величин аф в четных опытах по отношению к нечетным. Это связано с тем, что на двухминутном интервале уже начинает проявляться обратная связь по температуре графита и концентрации ксенона. Такая же картина наблюдается в реальных экспериментах. Видно также, что фоновое снижение мощности (вариант 2) приводит к некоторому увеличению «раскачки». Результаты расчета варианта 1 с постоянными величинами температуры графита и концентрации ксенона показали, что при «отключенной» обратной связи по температуре графита и концентрации ксенона величины <Хф, полученные в четных и нечетных опытах практически совпадают.

Исследуется влияние изменения давления в барабане-сепараторе на результаты измерения а„. В стационарных расчетах давление в барабане-сепараторе предполагается постоянным. Согласно экспериментальным результатам при измерении а,» давление в барабане-сепараторе снижается на 0.2 - 0.4 атмосферы. Сравниваются результаты расчетов, моделирующих измерение а„ в предположении, что Р& не меняется в процессе эксперимента и расчетов, учитывающих изменение Р6с в процессе эксперимента. На рисунках 5 и 6 приведены результаты моделирования экспериментов по измерению а„ на 1 блоке САЭС 06.03.2006. Согласно результатам эксперимента при моделировании предполагалось, что давление в барабане-сепараторе линейно снижается на 0.2 атмосферы (с 70 до 69.8) в течение 40 секунд после начала погружения стержней.

Время с.

Рис. 5. Изменение реактивности при моделировании измерения а*.

Время, с.

Рис. 6. Изменение мощности при моделировании измереняи а*.

Видно, что учет изменения давления в барабане-сепараторе приводит к заметному изменению временных зависимостей реактивности и мощности реактора. Более быстрый рост реактивности в случае учета изменения давления приводит к более выраженному локальному максимуму мощности в момент времени 35-40 секунд после начала движения стержней. Учет изменения давления в процессе измерения а„ приводит к тому, что величина aw оказывается больше по абсолютной величине на 20 -s- 30% по сравнению с расчетом варианта с постоянным давлением в барабане-сепараторе. Таким образом, при моделировании эксперимента по определению значения aw необходимо учитывать изменение давления в барабане-сепараторе.

Численное моделирование экспериментов по измерению ас

Далее моделируются эксперименты по измерению графитового температурного коэффициента реактивности Ос. проведенные на блоках Ленинградской, Смоленской и Курской АЭС. Моделирование эксперимента проводилось по специальной версии программы STEPAN, предназначенной для расчетов медленных переходных процессов (выгорание и перегрузка топлива, ксеноновые переходные процессы). Как и в эксперименте, в расчете моделировалось изменение температуры графита. Внесенная при этом реактивность компенсировалась перемещением регулирующих стержней. Результаты расчетов представлены в таблице 7.

Таблица 7.

Результаты моделирования эксперимента по измерению сь

Параметр, размерность Станция, номер блока и дата

ЛАЭС-1, 18.12.03 КАЭС-1, 30.03.01 КАЭС-2, 30.06.04 САЭС-2, 01.11.01 САЭС-2, 11.01.03 САЭС-3, 19.09.01

ас, 1/°С (мод) 2.6-I0"5 2.9-10"5 3.5-10'1 5.7-Ю'5 3.4-10'5 4.2-10'5

а„ 1/°С (ст.) 4.5-10*5 4.6-10'5 З.ЗЮ5 4.3-10s 4.4-10"' 4.3.10"'

ОЛ^экс.) 2.7-10-' 3.74-10"5 4.7-10"5 4.810'! 3.34-10'5 4.4-10'5

В таблице 7 приведены значения <Хс, полученные при моделировании эксперимента Ос (мод.), полученные из стационарного расчета по стационарной версии программы STEPAN Ос (ст.) и полученные из эксперимента ote (экс.). Величины ас, полученные экспериментальным путем и в результате численного моделирования эксперимента, имеют довольно большой разброс, что, по видимому, объясняется трудностью точного измерения параметров, необходимых для определения ас. Величины ас, полученные в результате стационарного расчета имеют гораздо меньший разброс и лежат в пределах изменения экспериментальных значений ас. Это говорит об отсутствии систематической ошибки в стационарном расчете.

В третьей главе излагаются предложения автора по возможным новым методам экспериментального определения о^ и а„ а также описана предложенная автором новая методика обработки экспериментальных данных, полученных при измерении а,,.

Комбинированный метод определения ас и а„.

Представлено предложение по методу измерения быстрого мощностного и графитового коэффициентов реактивности, основанному, как и штатный метод измерения aw, на вводе отрицательной реактивности в результате частичного погружения четверки регулирующих стержней. В штатном методе определения быстрого мощностного коэффициента тепловая мощность реактора после достижения локального максимума (в период времени 20-25 секунд после начала погружения стержней) начинает снова монотонно снижаться. Это обусловлено тем, что стабилизация мощности на новом уровне при отключенных медленных обратных связях наступает лишь через 100-200 секунд (рисунок 4). Можно записать следующую систему уравнений:

Pi=aw-AW¡+Oíc-AT¡+X Ayxci; i=l,3

В левой части (p¡) стоит реактивность, внесенная в результате изменения мощности, температуры графита и концентрации ксенона (1 2 и 3 члены б правой части уравнения). Три уравнения составляются для трех разных моментов времени. К сожалению, решить эту систему уравнений достаточно сложно. Дело в том, что вклады в реактивность в результате изменения температуры графита и концентрации ксенона (величины cvATg и Х Духе соответственно) имеют похожие временные зависимости. Можно переписать систему уравнений следующим образом:

p¡=awAW¡+ac'AT¡; i=l,2 где ас - эффективный коэффициент реактивности по температуре графита, учитывающий также вклад в реактивность от изменения концентрации ксенона. Это можно сделать потому, что если изменение мощности по форме близко к ступеньке, то в течение некоторого времени после изменения мощности временные зависимости изменения температуры графита и концентрации ксенона близки к линейным. По сути, коэффициент реактивности ас можно рассматривать как характеристику медленной положительной обратной связи по мощности реактора. Для проверки метода было проведено численное моделирование эксперимента по измерению ctw на 3 блоке ЛАЭС 15 ноября 2005 года. В результате были получены следующие значения:

aw=-2.4-104 +-2.6'10"4 ß/МВт и ctc'=8.9-10'3 + 9.9-10"3 ß/°C. Полученная величина быстрого мощностного коэффициента реактивности хорошо согласуется с экспериментальной величиной а„=-2.3-10"4 ß/МВт. Согласно стационарному расчету нейтронно-физических характеристик реактора для данного состояния, эффект разотравления реактора на мощности (-Х) равен 5.5 ß. Подставляя эту величину в уравнение ас*-ДТс= асДТс-5.5ухе, можно получить величину графитового температурного коэффициента реактивности ас. Таким образом, получаются значения Ос =4.МО"3 + 4.310"3 Согласно стационарному расчету, проведенному по стационарной версии программы STEPAN, величина ac=3.7-10'3ß/°C.

Пассивный метод определения ас и эффекта ксенонового отравления.

Рассмотрим теперь возможный альтернативный метод определения с^ без проведения специального эксперимента. Он может быть использован на любом энергетическом уровне мощности реактора, в том числе, на номинальном. Определение ас проводится из анализа процесса перевода реактора с одного уровня мощности на другой. При этом, как и в традиционном методе, измеряется изменение ОЗР и определяется величина реактивности, внесенной в результате изменения уровня мощности, температуры графита и концентрации ксенона. Можно записать следующее уравнение:

рг = aw-AW + ar-ATr+X-AyXl: Где pi - суммарное изменение реактивности; а„-ДW - изменение реактивности за счет изменения мощности; Ос'ДТс- изменение реактивности за счет изменения температуры графита; Х'Духе - изменение реактивности за счет изменения концентрации ксенона Суммарное изменение реактивности (pi) может быть выражено через изменение ОЗР:

Величина ас и эффект отравления ксеноном (X) определяются из решения системы из двух уравнений баланса реактивности, составленных для двух моментов времени при известном aw. Возможность применения этого метода продемонстрирована численным моделированием соответствующих переходных процессов с помощью динамической версии программы STEPAN. К достоинствам этого метода можно отнести:

- этот метод пассивный (не требует проведения специальных экспериментов);

- существенно возрастают возможности регулярного измерения ас;

- этот метод позволяет изучить зависимость ас от уровня мощности (как показывают расчеты, ас имеет существенную зависимость от уровня мощности реактора);

- одновременно экспериментально определяется величина отравления Хе135, ранее экспериментально не определявшаяся.

Усовершенствованная методика определения аг

Далее обсуждается новая методика обработки экспериментальных данных при измерении парового коэффициента реактивности. При определении а,р меняется температура теплоносителя на входе в реактор. Считается, что внесенная при этом реактивность полностью компенсируется в течение 2 минутного интервала в результате перемещения стержней и изменения мощности реактора и мощность реактора стабилизируется на новом уровне. Однако, как показывает практика, полной компенсации за этот интервал времени не происходит. Это может приводить к значительной «раскачке» результатов при задании возмущения разного знака. Предлагается вносимую реактивность измерять непосредственно реактиметром, а не оценивать по перемещению стержней и изменению мощности реактора. При этом время одного измерения снижается с 2 минут до 30 секунд. Показывается, что таким образом можно полностью избавиться от зависимости измеряемой величины 0ц, от знака возмущения. В качестве примера в таблице 10 приводятся результаты обработки эксперимента по измерению сц» проведенного на 2 блоке САЭС 18.08.2006.

Таблица 10.

Результаты обработки эксперимента по измерению а^

№ 1 2 3 4 5 6 Средняя величина

Штатный метод 0.92 0.48 1.18 0.37 0.79 0.25 0.60

Новая методика 0.38 0.41 0.43 0.41 0.35 0.43 0.41

В перой строке таблицы 10 приводится номер возмущения (нечетные -увеличение расхода питательной воды, четные - уменьшение расхода питательной воды).

Видно, что использование новой методики позволяет практически полностью избавиться от зависимости от знака возмущения расхода питательной воды. Кроме того, сокращается время измерения, что приводит к тому, что на результаты измерения практически не влияют посторонние параметры (изменение давления в барабане-сепараторе, температуры графита и концентрации ксенона).

Выводы.

• Показано, что для понимания причин расхождений результатов измерений коэффициентов реактивности и результатов их расчетов по стационарным программам необходимо расчетное моделирование процедур измерения коэффициентов реактивности с помощью динамической программы. При этом совпадение результатов «динамических» расчетов с экспериментом лучше, чем у результатов «стационарных» расчетов.

• Проанализированы причины систематических расхождений величин коэффициентов реактивности, полученных экспериментально и в результате статических расчетов. Приводится оценка влияния различных факторов на результаты измерения. Можно сделать вывод, что статические и экспериментальные оценки коэффициентов реактивности принципиально отличаются. Это необходимо учитывать при использовании результатов статических расчетов.

• Дано расчетное обоснование так называемого «обратного хода» реактивности при измерении а,,. В результате проведенных расчетов показано, что этот эффект связан с неоднородностью свойств каналов со свежим и выгоревшим топливом и с разной величиной расхода теплоносителя в каналах с разной мощностью.

• Предлагается пассивный метод определения графитового температурного коэффициента реактивности и эффекта ксенонового отравления, основанный на анализе изменения оперативного запаса реактивности в процессе перевода реактора с одного уровня мощности на другой. В отличие от штатного метода, этот пассивный метод может быть использован на любом уровне мощности (в том числе на номинальной мощности) и не требует проведения специального эксперимента. Это дает возможность его использования в качестве дополнительного метода к уже существующему штатному методу определения графитового температурного коэффициента реактивности. Эффект ксенонового отравления РБМК до настоящего времени определяется только расчетным путем.

• Изложена усовершенствованная методика определения парового коэффициента реактивности РБМК. Использование этой методики позволяет практически полностью избавиться от зависимости результатов измерения от знака вносимого возмущения. Эта методика позволяет существенно (в разы) уменьшить дисперсию измеряемой величины парового коэффициента реактивности.

• Предлагается комбинированный метод одновременного измерения быстрого мощностного и графитового температурного коэффициентов реактивности, использующий уравнение баланса реактивности. Этот метод позволяет исключить методическую ошибку штатного метода, связанную с тем, что реактор не достигает нового стационарного состояния к моменту окончания измерения (20+30 секунд после перемещения стержней).

Основные положения диссертации изложены в следующих работах:

1. Балыгин A.A., Краюшкин A.B., Кубарев A.B. Эффективная доля запаздывающих нейтронов в РБМК // Атомная энергия. - 1992. Т.73. - Вып. 3.

2. Балыгин A.A., Краюшкин A.B. Изменение реактивности и мощности РБМК при измерении парового коэффициента реактивности // Атомная энергия. -2006. Т.100.-Вып. 3.

3. Балыгин A.A., Краюшкин A.B. Пассивный метод определения температурного коэффициента реактивности графита. // Атомная энергия. -2008. Т.104.-Вып. 3.

4. Балыгин A.A., Моисеев И.Ф. Совершенствование методики определения парового коэффициента реактивности РБМК // ВАНТ 2008, серия «Физика ядерных реакторов», выпуск 2.

5. «Моделирование процедуры измерения парового коэффициента реактивности в РБМК» Балыгин A.A., Краюшкин A.B. РНЦ «Курчатовский Институт». Тезисы докладов IX Международная Конференция «Безопасность и подготовка кадров». Обнинск, 24-28 октября 2005 г. С.28-30.

6. «Влияние уран-эрбиевого топлива на характеристики ксеноновых переходных процессов в РБМК». Балыгин A.A., Краюшкин A.B. Федосов A.M., Царева С.М. РНЦ «Курчатовский Институт». Тезисы докладов XII семинара по проблемам физики реакторов. М. МИФИ, 2-6 сентября 2002 г, с 152- 154.

7. «Пассивный метод измерения графитового температурного коэффициента реактивности РБМК» Балыгин A.A., Краюшкин A.B. РНЦ «Курчатовский Институт» Тезисы докладов Шестой Международной научно-техническая конференции «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики МНТК 2008» Москва, Росэнергоатом, 21-23 мая 2008 с 88-89.

8. «Некоторые особенности динамики РБМК при большом отрицательном паровом коэффициенте реактивности» Балыгин A.A., Краюшкин A.B. РНЦ «Курчатовский Институт» Материалы XV семинара по проблемам физики реакторов «Волга - 2008», Москва, МИФИ, 2-6 сентября 2008 г.

Подписано в печать 24.12.08. Формат 60х90Л6 Печать офсетная. Усл. печ. л. 1,25 Тираж 65. Заказ 98

Отпечатано в РНЦ "Курчатовский институт" 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д.1

Введение.

Глава 1. Обзор литературы.

Глава 2. Анализ действующих методик измерения коэффициентов реактивности.

2.1 Описание программного комплекса STEP AN.

2.2 Анализ методологии определения быстрого мощностного и парового коэффициентов реактивно'сти.

2.3. Численное моделирование эксперимента по измерению ccw.

2.4. Численное моделирование эксперимента по измерению аф.

2.5. Влияние изменения температуры графита и концентрации ксенона на измеряемую величину aw.

2.6. Влияние пространственных эффектов на измеряемую величину aw.

2.7. Влияние начальных условий на измеряемую величину аф.

2.8. Сравнение различных способов измерения мощности при моделировании экспериментов по измерению аф и aw.

2.9. Влияние типа автоматического регулятора на результаты измерения аф.

2.10. Влияние неоднородности свойств активной зоны на изменение реактивности и мощности при измерении аф.

2.11. Влиянйе величины парового коэффициента реактивности на поведение реактивности и мощности в процессе измерения аф и avv.

2.12 Влияние изменения давления в барабан-сепараторе на результаты измерения быстрого мощностного коэффициента реактивности.

2.13 Влияние формы аксиального распределения энерговыделения на величину парового коэффициента реактивности.

2.14 Влияние температуры теплоносителя на входе в активную зону на величину парового коэффициента реактивности.

2.15. Численное моделирование эксперимента по измерению ас.

Глава 3. Возможности усовершенствования методики измерения коэффициентов реактивности.

3.1. Комбинированный метод определения быстрого мощностного и графитового температурного коэффициентов реактивности.

3.2. Пассивный метод определения графитового коэффициента реактивности и эффекта ксенонового отравления на мощности.

3.3. Совершенствование методики определения парового коэффициента реактивности РБМК.

Для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора РБМК и оценки его безопасности на станциях проводятся эксперименты по измерению таких характеристик реактора как быстрый мощностной и паровой коэффициенты реактивности, коэффициент реактивности по температуре графита, изотермический коэффициент реактивности, весовые характеристики отдельных стержней и групп стержней. Результаты этих экспериментов важны для оценки состояния реактора. Кроме того, они могут быть использованы для валидации нейтронно-физических и теплогидравлических программ, использующихся для численного моделирования переходных процессов в активных зонах РБМК.

Обычно расчет нейтронно-физических характеристик активной зоны проводится по стационарным нейтронно-физическим программам (например [1]-[3]). В случае стационарных расчетов возможно существенное расхождение расчетной и экспериментальной величин. Это расхождение в значительной мере обусловлено методической ошибкой. По определению паровой и мощностной коэффициенты реактивности равны соответственно:

ДЛ, Ар, а„ =- и а,., =

9 Ь<р w AW

Где Дрф и Apw - изменения реактивности, вызванные соответственно изменениями паросодержания и мощности. Причем подразумевается, что изменение мощности приводит, в свою очередь, только к изменению паросодержания и температуры топлива. Получение величин Арф, Аф, Ар№и AW в расчете достаточно ясная процедура. Другое дело, получение этих величин в измерениях. Любое возмущение в реакторе изменяет и множество других параметров, которые по определению считаются постоянными, и приводит к погрешностям определения нужных величин. Кроме того, понятия коэффициентов реактивности (аф, avv, ас) базируются на точечной модели реактора. Однако неоднородность внесенных в измерениях возмущений приводит к изменениям формы нейтронного поля, что также ведет к возникновению погрешностей. Этой ошибки можно избежать, если проводить прямое численное моделирование эксперимента по нестационарным программам. Возможность такого численного моделирования экспериментов появилась сравнительно недавно после появления вычислительной техники с достаточно высоким быстродействием. В диссертации приводятся результаты расчетного моделирования экспериментов по программе STEPAN/KOBRA [1]. На основании полученных результатов анализируются возможные причины расхождения экспериментальных и расчетных результатов.

Актуальность работы.

Реакторы РБМК составляют около половины атомной энергетики России. Их эксплуатация будет продолжаться в течение нескольких десятков лет. Одной из важных задач научного сопровождения РБМК является обеспечение их безопасности. Коэффициенты реактивности - существенные нейтронно-физические характеристики реактора, влияющие на его безопасность. Эти величины регулярно определяются экспериментально и расчетным путем. Экспериментально полученные величины коэффициентов реактивности используются для валидации нейтронно-физических и теплогидравлических программ.

Имеет место систематическое отклонение результатов стационарных расчетов от результатов, полученных в эксперименте. Определение причин этих систематических отклонений возможно с помощью расчетного моделирования экспериментов с использованием динамических программ. Прямое расчетное моделирование экспериментов позволяет оценить и объяснить методическую ошибку, получаемую при расчетах коэффициентов реактивности по стационарным версиям программ, используемых при разработке и обосновании мероприятий по совершенствованию активной зоны РБМК.

Корректное использование результатов измерений при валидации расчетных кодов предопределяет повышение точности расчетного предсказания характеристик реактора и качества обоснования мероприятий по повышению безопасности. Поэтому данная работа является актуальной.

Цели и задачи работы.

1. Анализ существующих методик проведения экспериментов по измерению парового, быстрого мощностного и графитового коэффициентов реактивности и выявление причин расхождения этих экспериментальных величин и величин, полученных из стационарного расчета.

2. Обеспечение корректного использования результатов измерений при валидации расчетных кодов.

3. Разработка новых методов измерений коэффициентов реактивности и обработки результатов измерений.

Результаты работы, выносимые на защиту.

1. Методика и результаты стационарных и динамических расчетов для анализа причин различия величин коэффициентов реактивности, получаемых в эксперименте и стационарном расчете.

2. Комплексный метод определения быстрого мощностного и графитового температурного коэффициентов реактивности.

3. Пассивный метод определения графитового коэффициента реактивности и эффекта ксенонового отравления.

4. Новая методика обработки результатов измерения парового коэффициента реактивности.

Методы исследования.

Стационарные и динамические расчеты проводились с использованием различных версий программы STEP AN.

Научная новизна.

Проанализированы методические расхождения в определении величин коэффициентов реактивности, полученных экспериментальным путем и из расчета по стационарной версии программы STEP AN: рассмотрено влияние пространственных эффектов на полученные экспериментальные значения коэффициентов реактивности.

- оценено влияние «медленных» обратных связей по температуре графита и концентрации ксенона-135 на результаты измерений парового (аф) и быстрого мощностного (aw) коэффициентов реактивности.

- дано расчетное обоснование «обратного хода» реактивности в процессе эксперимента по измерению аф.

Разработаны предложения по:

- комплексному методу определения быстрого мощностного и графитового температурного коэффициентов реактивности;

- пассивному методу определения графитового температурного коэффициента реактивности (ас);

- усовершенствованной методике обработки экспериментальных результатов для определения парового коэффициента реактивности, позволяющей практически полностью избавиться от зависимости результатов измерений от знака возмущения расхода питательной воды и снизить относительную погрешность определения величины парового коэффициента реактивности. Достоверность.

Достоверность представленных в диссертации результатов расчетов подтверждается хорошим совпадением с результатами экспериментов. В работе использовались различные версии программы STEP AN, которая аттестована в Госатомнадзоре с выдачей аттестационного паспорта.

Практическая значимость работы.

• Проведенный анализ методик измерения коэффициентов реактивности обеспечивает корректное использование результатов измерений при валидации программ нейтронно-теплогидравлического расчета, способствуя повышению качества расчетного прогнозирования при обосновании мероприятий по повышению безопасности РБМК.

• Объяснение «обратного хода» реактивности при измерениях аф дает лучшее понимание физики реактора.

• Разработанные новый способ обработки результатов измерений аф и пассивный метод измерения графитового коэффициента реактивности позволяют сократить время, затрачиваемое на измерения на АЭС. Решением Совета по ядерной безопасности ОАО «Концерн Энергоатом» данные разработки рекомендованы для включения в «Комплексную методику определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000».

Апробация работы.

Материалы, представленные в диссертации были доложены на следующих научных конференциях:

1. XII семинар по проблемам физики реакторов. «Волга - 2002» Москва, МИФИ, 2-6 сентября 2002 г.

2. IX Международная Конференция «Безопасность и подготовка кадров». Обнинск, 24-28 октября 2005 г.

3. Пятая Международная научно-техническая конференция «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики МНТК 2006» Москва, Росэнергоатом, 19-21 апреля 2006.

4. Шестая Международная научно-техническая конференция «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики МНТК 2008» Москва, Росэнергоатом, 21-23 мая 2008.

5. XV семинар по проблемам физики реакторов «Волга - 2008», Москва, МИФИ, 2-6 сентября 2008 г.

Личный вклад автора.

• Проведены динамические расчеты, моделирующие эксперименты по измерению коэффициентов реактивности РБМК.

• Выполнена оценка влияния различных факторов, не учитываемых в стационарных расчетах, на величины коэффициентов реактивности.

• Получено объяснение «обратного хода» реактивности при измерениях парового коэффициента реактивности.

• Разработаны новые методики экспериментального определения быстрого мощностного, парового и графитового температурного коэффициентов реактивности.

Выводы.

Согласно представленным в этом разделе результатам расчетов, при уменьшении температуры теплоносителя на входе в активную зону с 270 до 265 °С, величина аф увеличивается в пределах 0-Ю.1 р. Это вызвано изменением формы аксиального распределения Аф. При этом на эффект изменения аф оказывает влияние аксиальное распределение энерговыделения в активной зоне.

2.15. Численное моделирование эксперимента по измерению ас.

В настоящее время измерение графитового температурного коэффициента реактивности (ас) проводится методом перевода продувки реакторного пространства с азотной на азотно-гелиевую смесь. При этом меняется коэффициент теплопроводности зазоров между каналами и графитом и, как следствие, средняя температура графита. В измерениях фиксируется изменение состава газовой смеси, суммарного запаса реактивности, средней температуры графитового замедлителя. Последняя определяется с использованием показаний 8 штатных 3-зонных термопар, расположенных на стыках графитовых колонн в активной зоне реактора (правый верхний угол ячеек 3745, 15-37, 21-37, 31-37, 45-37, 55-37, 61-37, 37-31). Спаи трехзонных термопар находятся на уровнях около 0.5 м, 3.5 м, 6.1 м, от верхнего среза активной зоны реактора соответственно. Время изменения состава продувки составляет 6-^10 часов. При увеличении доли гелия в азотно-гелиевой смеси температура графита уменьшается и наоборот, при уменьшении доли гелия температура графита возрастает. Согласно [15] экспериментальная величина температурного графитового коэффициента реактивности определяется по формуле (2.15.1):

R2 + а) — i?j

Т -Т i2 11

Где:

C = V 2J ! (2.15.1)

Ri, R2 - запасы реактивности в исходном и конечном состояниях в эквивалентных стержнях РР, рассчитанные по программе «Призма»;

Ть Т2 - температуры графита в исходном и конечном состояниях, рассчитанные по программе «Призма». Согласно методике эксперимента, расчет температуры графита проводится со взвешиванием с квадратом потока тепловых нейтронов: t - температура графита в расчетной ноде; ф - поток нейтронов в расчетной ноде; ррр- средний «вес» одного стержня РР при расчете оперативного запаса реактивности (допускается использование среднего «веса» стержня через оценку запаса реактивности по расчетным кодам для достигнутого стационарного состояния); а - поправка, учитывающая увеличение поглощения нейтронов в азоте по сравнению с гелием. Поправка а принимается равной весу одного РР при замене смеси продувки с 90% гелия на чистый азот.

Для того, чтобы перевести величину ОЗР в стержнях в единицы реактивности, проводится эксперимент по взвешиванию стержней РР либо средний вес стержня рассчитывается. Величина (3Эфф также рассчитывается для данного состояния реактора. Расчет (Зэфф проводится с учетом вклада в деление 4

23 5 238 239 изотопов: U ; U ; Pu ; PiT [56]. Обычно эксперименты по измерению ас проводятся на пониженной мощности реактора 45-^-55% NH0M. На высоких уровнях мощности величина ас определяется только расчетным путем. Это вызвано тем, что при продувке реакторного пространства азотом температура в углах графитовых блоков не должна превышать 700 °С. Изменение реактивности в процессе эксперимента оценивается на основании изменения оперативного запаса реактивности (ОЗР) и оценки веса стержней. При этом необходимо учесть вклад в изменение реактивности, внесенный в результате уменьшения поглощения нейтронов в графитовой кладке при переводе продувки с азотной на азотно-гелиевую смесь. В некоторых случаях учитывается также реактивность, внесенная за счет изменения глубины выгорания топлива в процессе эксперимента.

Ниже приведены результаты моделирования экспериментов по измерению ас, проведенных на блоках Ленинградской, Смоленской и Курской АЭС. Описание состояний энергоблоков взяты из протоколов экспериментов [57] — [62]. Основные параметры и состав активных зон энергоблоков перед началом эксперимента приведены в таблице 2.15.1.

5. Заключение.

1. Показано, что для понимания причин расхождений результатов измерений коэффициентов реактивности и результатов их расчетов по стационарным программам необходимо расчетное моделирование процедур измерения коэффициентов реактивности с помощью динамической программы. При этом совпадение результатов «динамических» расчетов с экспериментом лучше, чем у результатов «стационарных» расчетов.

2. Проанализированы причины систематических расхождений величин коэффициентов реактивности, полученных экспериментально и в результате статических расчетов. Приводится оценка влияния различных факторов на результаты измерения. Можно сделать вывод, что статические и экспериментальные оценки коэффициентов реактивности принципиально отличаются. Это необходимо учитывать при использовании результатов статических расчетов.

3. Дано расчетное обоснование так называемого «обратного хода» реактивности при измерении аф. В результате проведенных расчетов показано, что этот эффект связан с неоднородностью свойств каналов со свежим и выгоревшим топливом и с разной величиной расхода теплоносителя в каналах с разной мощностью.

4. Предлагается пассивный метод определения графитового температурного коэффициента реактивности и эффекта ксенонового отравления, основанный на анализе изменения оперативного запаса реактивности в процессе перевода реактора с одного уровня мощности на другой. В отличие от штатного метода, этот пассивный метод может быть использован на любом уровне мощности (в том числе на номинальной мощности) и не требует проведения специального эксперимента, что дает возможность его использования в качестве дополнительного метода к уже существующему штатному методу определения графитового температурного коэффициента реактивности. Эффект ксенонового отравления РБМК до настоящего времени определяется только расчетным путем.

5. Изложена усовершенствованная методика определения парового коэффициента реактивности РБМК. Использование этой методики позволяет практически полностью избавиться от зависимости результатов измерения от знака вносимого возмущения. Это методика позволяет существенно (в разы) уменьшить дисперсию измеряемой величины парового коэффициента реактивности.

6. Предлагается комбинированный метод одновременного измерения быстрого мощностного и графитового температурного коэффициентов реактивности, использующий уравнение баланса реактивности. Этот метод позволяет исключить методическую ошибку штатного метода, связанную с тем, что реактор не достигает нового стационарного состояния к моменту окончания измерения (20^30 секунд после перемещения стержней).

1. M.N. Babaytsev at. al. The STEP AN code for RBMK reactor calculation, IAE-5560/5, 1993.

2. НИКИЭТ "Программный комплекс SADCO для расчета физических и динамических характеристик водо-графитовых реакторов типа РБМК". Верификационный отчет №5.1025 От, инв №050-001-5320, 1998.

3. ВНИИАЭС ТРОЙКА — трехмерная стационарная программа расчета реактора РБМК-1000 в двухгрупповом диффузионном приближении. Верификационный отчет. Инв. № ЩЭ1435, 1995.

4. Романенко B.C. Некоторые вопросы физики РБМК (обзор). Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1981, вып. 5(18), с.8-20.

5. Ю.Наумов В.И. «Физические основы безопасности ядерных реакторов». МИФИ, Москва, 2003.

6. П.Наумов В.И. «О некоторых особенностях пространственно-временной кинетики больших реакторов». Известия вузов. Ядерная энергетика. №2 2003.

7. Белл Д., Глесстон С. «Теория ядерных реакторов». М. Атомиздат, 1974.

8. Хетрик Д. «Динамика ядерных реакторов». М. Атомиздат 1975.

9. В.Н. Васекин, Е.А. Данилова, А.И. Ионов, М.А. Останина. «DINA-РБМК: расчетное моделирование штатных переходных режимов реакторной установки РБМК» Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2005, вып. 1, с. 58-62.

10. Протокол измерений физических характеристик реактора 4-го энергоблока (18 ноября 2002 г). Ленинградская атомная станция 17.12.2002.

11. Протокол измерений физических характеристик реактора энергоблока № 1 (30 января 2001г). Сосновый Бор. 08.02.2001.

12. Протокол измерений физических характеристик реактора энергоблока № 2 (22 августа 2003г). Сосновый Бор. 26.08.2003.

13. Протокол измерений физических и динамических характеристик реактора четвертого энергоблока (апрель 2003г). Филиал Концерна «Росэнергоатом» «Курская Атомная Станция». 2003.

14. Протокол. Результаты измерений физических и динамических характеристик реактора первого энергоблока (январь 2004г). Филиал Концерна «Росэнергоатом» «Курская Атомная Станция». 2004.

15. Протокол. Результаты измерений физических и динамических характеристик реактора первого энергоблока (февраль 2001 г). Министерство Российской Федерации по атомной энергии Концерн «Росэнергоатом» «Курская Атомная Станция». 16.02.2001.

16. Протокол №260-ОЯБ. Проведения измерений по определению парового эффекта реактивности аф и быстрого мощностного коэффициента реактивности aw6 реактора РБМК-1000 1 блока САЭС.

17. The analysis of experimental procedure used at plant sites to measure the void reactivity coefficient. RRC "Kurchatov Institute". Moscow 1994.

18. Протокол №576-ОЯБ проведения измерений по определению парового и быстрого мощностного коэффициентов реактивности реактора РБМК-1000 1 блока САЭС 06.03.2006. Десногорск-2006.

19. Протокол проведения измерений по определению парового и быстрого мощностного коэффициентов реактивности реактора РБМК-1000 3 блока САЭС 13.09.2006. Десногорск-2006.56.Про бету.

20. Протокол результатов измерения коэффициента реактивности по температуре графита на реакторе энергоблока №1 (18.12.2003). Ленинградская Атомная Станция. 30.01.2004.

21. Протокол измерения коэффициента реактивности по температуре графита первого энергоблока на энергетическом уровне мощности (март 2001). Курская Атомная Электростанция.

22. Протокол Результаты измерения коэффициента реактивности по температуре графита второго энергоблока (июнь 2004). Курская Атомная Станция. 05.07.2004.

23. Протокол №113-ОЯБ определения коэффициента реактивности по температуре графита реактора РБМК-1000 2 энергоблока САЭС. Смоленская АЭС. 14.11.2001.

24. Протокол №202-ОЯБ определения коэффициента реактивности по температуре графита реактора РБМК-1000 2 энергоблока САЭС. Смоленская АС. 27.01.2003.

25. Протокол определения коэффициента реактивности по температуре графита реактора РБМК-1000 3 энергоблока САЭС №Ю7-ОЯБ. Смоленская АЭС. 28.09.2001.

26. STEPAN-N — программа для выравнивания радиальных и высотных полей энерговыделения в РБМК. Отчет РНЦ «Курчатовский Институт» Москва 1992.

27. Балыгин А.А., Краюшкин А.В. Изменение реактивности и мощности РБМК при измерении парового коэффициента реактивности // Атомная энергия. — 2006. Т. 100.-Вып. 3.

28. Калинин П.В. Пополнение баз данных состояний энергоблоков по результатам измерений динамических и нейтронно-физических характеристик РУ: Отчет ВНИИАЭС, инв. № 2196 от 19.12.2006, М., ОАО «ВНИИАЭС», 2006.