автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка быстродействующих алгоритмов для контроля и прогнозирования трехмерных распределений параметров безопасности при перегрузках ядерного топлива в реакторах типа РБМК



^^ МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ Ч ИНСТИТУТ (ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ)

к-. - ""

На правах рукописи

УДК 621. 039.51

ЗОНОЙ ИГОРЬ ВЛАДИМИРОВИЧ

РАЗРАБОТКА БЫСТРОДЕЙСТВУЮЩИХ АЛГОРИТМОВ ДЛЯ КОНТРОЛЯ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ ТРЕХМЕРНЫХ РАСПРЕДЕЛЕНИЙ ПАРАМЕТРОВ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ПЕРЕГРУЗКАХ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В РЕАКТОРАХ ТИПА РЫК.

О5.14.03 - Ядерные энергетические установки

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации т соискание ученой степени кандидат технических наук

Автор:

МОСКВА

1994 Г.

Работа выполнена в Московском государственном инженерно-физическом институте (техническом университете).

Научный руг^одитель : кандидат физико-математических наук

дбцет Щукин Н.В.

Консультант ; Эоктор физико-математических наук

профессор Шихоз С.Б.

Официальные-оппоненты п-9окшбр—технических -наук--

профессор Постников В. В.

кандидат технических наук старший научный сотрудник Шшшш Ю. В.

Ведущее предприятие : Институт ядерных решслюроз РЙЦ КИ

Защита диссертации состоится "Л^." 1994 г,

в час. мин, на заседании диссертационного совета

К-053.03.02 в МИФИ адресу: 115409, Москва, М-409, Каширское ш.. 31, тел. 324-84-98

С диссертацией' можно ознакомиться в- библиотеке: МИФИ.

Автореферат разослан

'' 1994 г.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в 1 экземпляре, заверенный печатью организации.

Ученый секретарь диссертационного—Л

совета,к.т.н..доцент . ./_— В.Н.Яльцев

Подписано к печати ?ЯЛ. Мг. Заказ '¡О'''3 Тираж МО'** а

Типография МИФИ, Каширское шоссе, 31

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТ«

"- Актуальность проблемы. ; Приоритетный статус вопросов ядерной безопасности , и надежности ЯЭУ обуславливает необходимость достижения й поддержания соответствующего современным требованиям качества "контроля за поведением параметров безопасности при таком важном и . неотъемлемом элементе эксплуатации АЭС с реакторами РБМК как перегрузка ядерного. топлива на мощности. Совершенствование существующих и выработка новых алгоритмов управления реактором РБМК при перегрузках; топлива ведёт к . повышению уровня культуры безопасности при эксплуатации АЭС. Рентабельность производства электроэнергии на АЭС" существещо зависит , от эффективности топливоиспрльзования, а непрерывная перегрузка топлива является одним из наиболее действенных • способов повышения этой эффективности. В связи с этим,. развитие методов и алгоритмов контроля при перегрузке топлива на мощности, разработка и внедрение на АЗС с РБМК соответствующих программных средств представляется актуальной задачей. .

"■. Целью работы является решение задач, ' связанных с проблемой контроля параметров безопасности при перегрузках ядерного топлива на мощности реактора: /.• ;.* . .

- разработка и обоснование алгоритмов контроля, и прогнозирования параметров безопасности в процессе перегрузки ядерного топлива;

• - реализация разработанных алгоритмов в; виде расчетных модулей в составе аппаратно-программных средств, информационного обеспечения персонала АЭС с реакторами РБМК при перегрузках топлива на ■мощности; ■.■-. - • ~ ... - :',

, . - проведение расчетных и расчетно-экспериментальных исследований поведения технологических параметров в процессе вйесения локального возмущения в свойства активной зоны. ,

Научная новизна работы состоит в следующем :

- построены расчетно-экспериментальный алгоритм контроля и алгоритм прогнозирования поведения параметров безопасности, позволяющие получать качественно новую информацию о состоянии активной зоны в процессе перегрузки ядерного топлива по сравнению с информацией, поступающей из штатной системы контроля;

- получены данные о соотношения текущих значений параметров безопасности, их отображения штатной системой контроля в процессе внесения локального возмущения в свойства активной зоны и пределов безопасной эксплуатации РВЯ-1000.' V //, ., • С ;';,-

- впервые для АЭС с реакторами РБКК-3000 решена задача объемного; контроля и прогноза параметров безопасности в процессе /перегрузки ядерного топлива на мощности;/ ■-■.": "/ " \У'

Практическая ценность определяется. использованием: разработанных'; алгоритмов на действующих АЗС и в научных'/исследованиях/ -Программный_комплекд_ВЕТЕР внедрен для расчета перегрузок- ядерного/ топлива на Курской. ^ЛетжраЬскай УгЧащобьтьской -ЛЭС. - Комплекс^ применяется' для ' гланирования. и. анализа/перегрузок.; топлива1, в "Отделах ядерной ■ безопасности и /надежности"/ и в качестве инструмента' информационного обеспечения работы; инженера '/'управления реактором непосредственно на пульте управления/Результаты расчетов используются . для повышения уровня ядерной безопасности реакторной установки, снижения выхода • TBC из "строя по/..- негерметичности, повышения ■ маневренноста энергоблока, экономии." ядерного; топлива.; Программный. комплекс может . использоваться для выработки ■ новых алгоритмов в 'управлении ЯЭУ , . как " составная часть инженерного тренажера РБМК к в деятельности надзорных органов.' ' •>'?■' ..

Автор защищает : . " . ' . / '/*■ ' . ' -'''■/• -

- алгоритм контроля трехмерного энергораспределения в реакторах типа FEMK. основанный на декомпозиции трехмерной полномасштабной задачи на двумерную полномасштабную и трехмернуи локальную;

- алгоритм прогноза трехмерного энергсраспрёделения в процессе перегрузки топлива на мощности реактора;

-результаты . расчетного и расчетно-зксперименталького исследований поведения параметров безопасности в процессе внесения локального возмущения в свойства активной зоны РБМК.

Апробация работы. Основные положения.диссертации обсуждались на следующих научно-технических семинарах и конференциях: ... .

1. 6 Всесоюзный семинар по проблемам физики реакторов, Москва, 4-8 сентября 1939 г. ■'/-:'

2. Семинар "Численные методы решения уравнения переноса".--Тарту.

15-18 мая 1990 Г*. ■ , " -

••■',3.''Семинар, по динамике.ЯЭУ "Тренажеры я моделирующие комплексы", Гатчина, июнь 1990 г. ; " ' , , , • ' '. 4. Научно-техническое совещание "Экспериментальное и расчетное определение.эффектов реактивности РБШ", Москва, февраль 1991 г.. ВНИИАЗС. V-'v'."' '. /■'■'' ■ : V',

.5. 7 'Всесоюзный семинар по проблемам,физики реакторов, Москва, 3-7 сентября 199t г. у- • ' ,/ -.'

6. 8 -Всесоюзный семинар по проблемам физики реакторов, Москва, 5-9 сентября 1993 г. .

7. Семинар по ■ динамике ЯЭУ "Динамика энергоблоков атомных ,станций нового.поколения '(проблемы- безопасности и управления)". Сосновый Бор, 20 мая - 3 июня 1994 г.

'' Публикации. Результата, изложенные в диссертации, опубликованы в 7 работах. . -.:• - •

Объем работы.; Диссертация состоит- из.введения, литературного обзора, трехглав, .'.заключения и ' трех прилояений. содержит 116 страниц машинописного • текста. .' 51 рисунок.. 20 таблиц. Библиография насчитывает 79наименований. '

' ;.' СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ ' . " ' .

Данная работа . направлена . на ,. решение алгоритмических и программных задач,.'инициированных повышенным вниманием к проблемам ядерной безопасности и экономической эффективности ' реакторов типа РВИК.и связанных о развитием систем контроля и управления АЭС. ■-. • Анализ .существующих-; алгоритмсе программ, используемых для расчетнрго сопровождения перегрузки ядерного топлива в реакторах РБМК, показал, что. задачи контроля совокупности параметров безопасности в процессе перегрузки топлива и прогнозирования результатов,управляющего воздействия не нашли должного отражения как на алгоритмическом уровне, так и в практике эксплуатации.

В работе на основе физических представлений о протекании процессов в активной, 'зоне реактора РБМК и анализа действий оперативного персонала при ведении технологического процесса и автоматики СУЗ предложен метод расчета нейтронного поля в рассматриваемых задачах - декомпозиция полномасштабной трехмерно;!

задачи на двумерную полномасштабную и трехмерную локальную. Метод основан на выделении ограниченной области активной зоны для детального расчета вносимого,возмущения и формировании граничных условий для этой области с помощью решения двумерной полномасштабной задачи в исходном состоянии и некоторого аксиального профиля. , Размер расчетной области в радиальной плоскости и шаг сетки по высоте активной зоны определяются величиной и структурой вносимого . возыущрния ' . • а также необходимостью сочетания приемлемого, времени счета и точностных характеристик алгоритмов. . Принципиальная возможность использования ^¡етодгГдекомпозиции—основана -на_локальном_характере деформации нейтронного поля в рассматриваемом классе задач, обусловленном -соотношением длины миграции нейтронов и характерным размером, ячейки РБМК.- ' • . Л

Для моделирования поведения параметров безопасности' в процессе внесения локального возмущения разработана следующая- расчетная схема : : -

1. двумерный полномасштабный (базовый) расчет энерговыделения с коррекцией- макросечений ячеек : по показаниям датчиков контроля радиального энергораспределения для исходного состояния:

г. трехмерный расчет энерговыделения в выделенном Фрагменте с коррекцией макросечений ячеек по показаниям датчиков контроля высотного энергераспределения для исходного состояния; .

3. трехмерный прогнозный расчет лимитирующих параметров в процессе внесения возмущения в свойства активной зоны.

Первые два шага составляют алгоритм контроля, а совокупность всех трех шагов - алгоритм прогнозирования.

Поскольку разрабатываемые алгоритмы и программные средства ориентированы на использование в условиях действующих АЭС с реакторами РБМК. к ним , были предъявлены специальные требования: быстродействие, простота в применении как для задач оперативного управления реактором, , так и для целей инженерно-технической поддержки •эксплуатации, привязка к конкретной системе нейтронко-физических констант и базе данных эксплуатационных параметров, возможность применения для анализа архивных файлов данных.

Мат&матич&скал модель нейтроннох'о поля , разлинованная в бааопом расчете, оияснзпзг азЯтроший соток в двумораоЗ. (s-y) геомзтрга в даукгругтовом дяЭДузкозпои лрябдажешиг. лкташая sons

1гродст83ляатсм б даде компоггтциз квадратных гачогеншх ячеек, однородных на liuco-fb, аа acjcsrifctuis« 1'Н со ствриаша СУЗ. В ячейкам о стержяяш СУЗ ироюдатся одаоме|лшй (но оси Z) мэдкс-сьтсчшЛ расчет аксиального распределения вд&гронвого потока и пзвешчвянла исйтрк'чшо-^'язичеснжс: свойств с получением распродолиютьм .

В виделешюй области Vq актлшой зоны трехмярпоо описание переноса шйтронов проводатси з аналогичных двумерному расчету прябжданмях с ниодгюродныгга грандчшмл условиям.! на бокогих и одородиыми на тсрцоБих грашх :

-VD(S>(X,y,Z) VIФ(5У(Х,1 ¡,Z)=Q('S>(X,y,Z)

®(a)(X,y,Z)

= R <S)(X,IP f(x,y,Z) s<x,y,z) %

U)

В = 1,2

%

T, i^jjM(.v,y,;s) --- ¿Jfc> (W(x,y,z),Ecr,y,8)),

гдо : 0R, - боковая и торцевая часть грохшвд Vq, Qic)(X,y,z> - источядх■ пелч-poucns,-- ~ W{x,y,zj - энсртовндедейме в аксиальном слое TBC, SCx,y,z) - локальной значение зш^и-ошработки TBC, R (&}(х.у> - реыенлг» дяуморной задачи (базошй расчет), 3(X,y,z) - корректору wise функция, уч^тывадацоя искажение л&атрониог-'-потока на грянацэ области Vq рэ1\у\ялругк;иш с:т^р:?л ; она определяется из донолштзлътх расчетов.

4(s> - .ютарифическая производная потока ноат|юнои на торги»«» t чести грашшд,

f(x,tj,z) - иорх-фОЕвшшЯ аксиальный профяль нсШтрошю-о него ; ., лолученгчш обработкой показания ДКЭВ в исходном состояши; :

?(х,у,г> - V Сч(х,у) , : .

где 0^{х,у) - пс:ошз МЕюаи'таиа, зависящие от расстояния мевду £ -ым ДКЭВ и граничной ячейкой с координатами (х,у), : . ,

I- аксиальный, профиль нейтронного потока, фиксируемый !-ыи дав. , .. : ' ,уул;-у ^ур;-:/.\.\-v-'

Система (1) решается сеточным методом па сешточечяоы шаблоне с

исполУ?У>вашкьГУдля~ускоре№1Г^ верхней

релаксации.' ■' У .у 'У ■.'.;': •'*■'•"•■' -^уУ \У.;> .-','

-Для адаптации 'модэли к эксиьримвп'ГзльяоЯ информации разработан алгоритм коррекции:', .' позволящий получить. заданную, дисперсию отклонения расчетного эпергораспрсдсгления в области Уд от показаний ДКЭВ. :'-.V ;.'■'' ,У;.-' ■ ".'у :У.у,, .У у'у'. '/.;■' "

Математически задача прогноза энергораснредолешя формулируется аналогично. (1) , , за исключением граничного; условия на боковой грани Од. . В процессе разработка и тестирования алгоритма применялись несколько видов граничных'условий . Далее рассмотрены два из них, использование которых привело к меньшей относительно других погрешности расчета энергорасяредаления. У - у

В первом случае граничное условие имеет следующий вид:

®<е>(Х,у,г)

ч 0

£<х,у> 6(Х.у.г) (3)

где ) граничное условие в (1) в исходном состоянии,

% • - ' -'..Г''-- V - V

Г(Х,у) -- функция влияния возмущения (ФВВ) нз амшатуду граничного условия, ■■ . ■ • ■ у. ■ .. . . - •'•'•" ' •

В(х,у,гу - ФВВ на форму (акеяальное ' ■распредолениэ) граничного условия. 'У-

Значения ФВБ завися?. от расстояния мезду местом внесения возмущения и граничной ячейкой, от величины и аксиаяьпогч)

расирзделеняя возмущения. Для определения величины (амплитуда) возмущвния используется теория вогвдений, причем функция ценности берется--из''базового.*.расчета¿.'При ювзсэдащ.. нескольких возмущений рассчитывается оупэрпозицгз.'ФШ без учета ш иэтерференции. '■•■'' ..' Вид ФВВ • 'V векодвдся с аомо'дыо '. дополнительных расчотшх яссдодоЕзаай'"'.-!«..услсяш Гиаялучэего сомадуния тостових -трогншных расчетов с эксдарйшытадашая'данный*.'•'.";"•'• ',>••.'• •

..Вторая ;отличается ' способомформирования аксиальной

часта граничного условия и шзет: вид : ''

%

Т(г!>(х,у,г) рассчйгавэатсяеледуйокм образом:

' (5) -

<р'*}(2) = К ] р(х.у) йу .

г;»: олрсделяьтся по (2), : ; .;; : .

а;коэ#йцазнтсмешения, • внЗираешй'' ■ из ус-лсвия." наялучгаэго совпадения |мсчвта] с.зкепвридаатальнаш дшшымя,-' X - нормировочный множитель, - . -

р~(х,}/) - вэеовал функция, определяемая .на основэ норчвртвягшоа корреля1хзен1Юй функщш н ззвисичвя от -наяячяя или отсутствия Д1ШЬ'

При 'использовании .граничного условия в.виде Ы)--(5) задача нахождения-..,нейтрошого потока (1) становится нелинейной, т.к. ~ граничное условие еависит . от распределения, нейтрошюго потока внутри' области. В'.этом случае применяется итерационный процесс согласования атональной часта граничного у еловая сх,у ,г> и решения задачи (1). Определенные проблемы при использовании данного вида граничного . условия нозникалк из-за'- накопления одаЯж округления в итерационном процессе .

Согласно технологическому регламенту эксплуатации в качестве параметров безопасности, контроль за которыми требуется осуществлять при перегрузках топлива, рассматриваются : мощность TBC. линейная нагрузка на твэл, аксиальный коэффициент неравномерности нейтронного потока по показаниям датчика контроля энергораспределения по высоте (ДКЭВ) (Kz) коэффициент запаса до критической мощности, тем-• пература графита кладки . Мощность TBC, линейная нагрузка и Kz рассчитываются на основе трехмерного нейтронного распределения, полученного решением задачи (1-3). Коэффициент запаса до критической мощности и температура графита кладки в исходном состоянии опреде-ляются-по-цтатнш-адгоритнам-систем_контр.оля^__д_при решении прог-нозкок задачи с помощью эмпирических зависимостей рассчитываются" приращения величин, связанные с изменением режимных параметров технологических каналов (мощность,-расход теплоносителя). Коэффициенты эмпирических зависимостей подбирались таким образом, чтобы минимизировать отклонение прогнозных значений параметров безопасности от расчетов но штатным алгоритмам системы контроля, т.е. данные алгоритмы предназначены, в основном, для целей оперативного управления реактором. ■

Для задач инженерно-технической поддержки эксплуатации и проведения исследовательских работ дополнительно реализован алгоритм расчета коэффициента запаса до критической мощности с учетом аксиальной неравномерности тепловыделения в канале, рекомендованный для реактора тина РБМК Руководящим Техническим Материалом РТМ 95 1181-83.

В работе рассмотрен вопрос применения в предложенных алгоритмах • оперативной информации о состоянии активней зоны и сделан вывод, что при соответствующей модернизации системы контроля и оптимизации межмашинного обмена алгоритмы могут быть эффективно использованы в рамках аппаратно-программного комплекса текущего контроля параметров безопасности в процессе перегрузок ядерного топлива на мощности реактора.

Разработанные алгоритмы реализованы в виде' программного комплекса ВЕТЕР, ориентированного на использование в условиях действующих АЭС и согласованного по входной информации с базами данных эксплуатационных параметров. Первоначальная версия предназначалась для ЭВМ серии ЕС; с внедрением на АЭС персональных компьютеров при участии основных пользователей комплекса: оперативного- персонала и физиков.

- и -

ш разработан пользовательский интерфейс и модифицированы алгорит-ы; в настоящее время комплекс установлен на ПЭВМ IBM PC AT 286/287 [ выше, эффективное использование требует процессора класса 386 с •актовой частотой не ниже 40 МГц. На подобном компьютере расчет •рехмерного фрагмента активной зоны характерного размера' занимает [е более 30 сек для исходного состояния и не более 20' сек для одно-•о шага при моделировании процесса внесения возмущения.

Верификационные исследования, по итогам которых была показана |остоверность получаемых результатов, проводились на основе реальных исходных данных о состоянии активных зон реакторов РБМК-1000. 3 качестве реперных программных средств,, используемых для определения точностных характеристик разработанных алгоритмов, били выбраны ататные программы СЦК СКАЛА и широко применяемые в эксплуатационных расчетах на АЭС с РБМК-1000 программы контроля трехмерного онерго-заспределения ТРОЙКА и КРАТЕР.

Для алгоритма контроля были выполнены сравнения аксиальных нейтронного и энерго- распределений в ТВС и максимальной по высоте кагала линейной нагрузки на твэл, рассчитанных по исследуемому алгоритму, с результатами сканирования нейтронного потока на \ блоке курской АЭС 23.3.93 и 1 блоке Ленинградской АЭС 24.12.93 и с расчетами по реперным трехмерным программам,

В результате исследований показано, что разработанный алгоритм контроля обладает достаточно высокими точностными характеристиками: этклонение максимального по высоте канала расчетного значения нейтронного потока от экспериментального не превышает 3.1%; среднеквадратичное отклонение максимальной по высоте TBC линейной нагрузке на твэл от результатов расчетов по реперным программам не . превышает 4%; значение линейной нагрузки на твэл в наиболее энергонапряжекном канале .определяются с еще больней точностью.

При верификации алгоритма прогнозирования.была использована экспериментальная информация о состоянии активных зон двух видов: равновесные распределения параметров до начала и после окончания управляющего воздействия (перегрузки какала, перемещения регулирующих • стержней) и квазистационарные распределения на -временных срезах процесса внесения возмущения. Во втором случае на Курской АЗС были организованы специальные эксперименты, в которых вносились наиболее глубокие возмущения для консервативности оценок и, по' возможности, учитывались ограничения исследуемых алгоритмов . Тестирование про-

водилось следуювдм образом: по разработанным алгоритмам .восстанавливались распределения параметров, е, исходном состоянии,' : задавалисг новые характеристики перегружаемой сборки'и нолскения ; регулирующю стертаей и рассчитывались, прогнозные распределения; ..-по репернь» программам и из показаний -датчиков 'контроля анер'грраспределешя не прогнозируемый момент времени определялись действительные значение параметров; сравнение прогнозных значений -а действительных'1 далс оценку точностных характеристик' алгоритма прогноза. • Показано, :;чтс предложенный алгоритм прогноза обеспечивает-приемлемую для эксплуатационных расчетов точность определения значений параметров безо-пасност^гг~07Г1'У1'оиение '"прошозных-сначений-от -действительных-не - превышает 5 %: отклонение прогнозируемого значения .мощности TBC от результатов. расчета по основной программе контроля - энергораспределения в РБМК-1000, ПРИЗМЕ,., лежит в'пределах погрешности восстановления мощности TBC по данному, алгоритму. Некоторые результаты сравнений приведена на рис: 1 .(прогнозирование результата перегрузки) и в табл. 1, 2 (прогноз процесса внесения возмущения). . .

Изучен характер'пространственного распределения погрешности расчета параметров. Наряду с известным фактом увеличения погрешности к периферии. активной зоны, отмечено увеличение отклонений от рёперных расчетов при приближении к драницам выделенной области; , однако,/показано, что разработанные алгоритмы ".контроля / и,,прогнозирования обеспечивают лучшую точность результатов именно в тех/-местах, '..где запасы до пределов безопасной эксплуатации минимальны. . . . . ...-Исследована , чувствительность результатов расчета, параметров бе, зопасности;. к размеру фрагмента в плане активной зоны и шагу сетки г;о высоте и 'определены оптимальные с тонки' зрения соотношения быстродействия и точности значения характеристик, расчетной сетки:"- При-' . ведены данные, о -дополнительной погрешности, вносимой : загрублением пространственного разбиения. в аксиальном, направлении, , и показано/ - что при моделировании .процесса перегрузки шаг сетки по высоте более о. 5 м приводит к недопустимому увеличению, погрешности:-" - ' ' ' В целом, верификационные исследования показали приемлемые для кассовых эксплуатационных расчетов на АЭС быстродействие и точностные характеристики алгоритмов.. . /.у" / у ■//.,/,/ ..--. / '■

Программный комплекс ВЕТЕР внедрен в опытно-промышленную-эксплуатацию на Курской, Лет>гпадской и Чернобыльской АЭС. Комплекс применяется для планирования и анализа перегрузок ядерного топлива в

Отделах ядерной безопасности и надежности" и в качестве инструмен-а информационного обеспечения работы инженера управления реактором епосредственно на блочном щите управления. Результаты расчетов пе-егрузок ядерного /топлива используются для повышения уровня ядерной езопасности реакторной установки, снижения выхода TBC из строя по :егерметичности. повьшения маневренности энергоблока, экономии [дерного топлива.

С помощью разработанных алгоритмов проведен расчетный анализ по-1едения параметров безопасности в процессе внесения локального воз-гущения в свойства активной зоны, в том числе .сравнение расчетных »бъемных распределений- величин, их . отображения штатной системой контроля и значений пределов безопасной - эксплуатации. ; ■ Рассмотрены перегрузки каналов различного типа, в том числе ре-uibHO проведенные на 4.энергоблоке Курской АЭС,- Результаты поведе-гия лимитирующих параметров , в некоторых из рассмотренных перегрузок фиведены на рис. 2 - 7 ( I - ток ДКЭР, Hz - из показаний ДКЭВ, W -ющность TBC. Кзап - коэффициент запаса до критической мощности, q • максимальная по высоте TBC линейная нагрузка).

Получены количественныехарактеристики изменений параметров бе-¡опаоности в процессе перегрузки и показано, что текущее значение гаракетра может быть заметно (до 25% для линейной нагрузки на твэл) юльшим, чем' конечное; . в отдельных TBC при результирующем, отрицательном изменения максимальной линейной нагрузки всплеск ее в процессе движения TBC достигает значительных положительных величин; 5ущественное изменение локальных величин (линейная нагрузка) проис-содит при малом изменении мощности TBC. Полученные результаты убе-штельно свидетельствуют, что ориентация только на прогноз мощности ГВС (двумерный прогноз) при планировании перегрузок может привести с неверной оценке текущих запасов до пределов безопасной эксплуатации, а моделирование только конечного состояния не позволяет выявить всплески параметров во время проведения перегрузки.

Продемонстрировано, что в процессе движения сборки амплитуда жорости изменения линейкой нагрузки достигает 150-180 Вт/(см*мин), îto значительно больше, ' чем при.плановом подъеме мощности реактора; ï также происходят значительные изменения скорости как в фиксированной точке по высоте TBC. так и ее аксиального профиля".

Рассмотрение совокупности параметров безопасности позволило определить. что минимальные запасы до пределов безопаской жащата-

ции при перегрузке достигаются в различные моменты времени: дл; мо(цности TBC и критической мощности TBC - к концу процесса перегрузки, для линейнод нагрузки - в средней стадии процесса; максимальные величины скорости изменения линейной нагрузки приходя гея нг начальную и конечную стадии процесса; таким образом, показано. чт< достоверный контроль за"одним из параметров не гарантирует соблюдение пределов безопасной эксплуатации для остальных.

На основании расчетного анализа поведения параметров безопасности и их отображения штатной системой контроля в.процессе перегрузи сделан~вывод; чго~система-контроля—кз^за—разреквнности_датчико; (особенно высотного контроля) и методических ограничений используемых расчетных . моделей из позволяет адекватно отображать объемны; деформации полей в окрестности перегружаемой ячейки.

Проведены расчетные исследования поведения параметров безопасности при передвижении регулирующих стержней, в которых рассмотрен; как аварийные ("самоход" стержня) процессы, так и штатные режим регулирования. Результаты исследований позволили определить облаем наиболее эффективного применения разработанных алгоритмов, в числе которых - экспресс-оценка списка наиболее опасных на "самоход' стержней, оценка возможностей системы контроля по обнаружению "самохода" стеркня, выработка, рекомендаций по коррекции уставок сигнализации и управляющим воздействиям для увеличения, запасов до предельных значений конкретного параметра безопасности.

Программный комплекс ВЕТЕР позволяет получить качественно новук информацию по сравнению с штатной системой контроля и используемым; на аэс с реик алгоритмами планирования перегрузок топлива - он • определяет запасы до пределов безопасной эксплуатации совокупное наиболее значимых параметров безопасности в процессе перегрузи; ядерного топлива и позволяет прогнозировать результаты управляющего воздействия.

По результатам исследований предложены пути модернизации системь контроля и совершенствования алгоритмов регулирования иараметроЕ безопасности.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ

1. Разработаны алгоритмы контроля' и прогнозирования поведения зновных параметров безопасности в процессе перегрузки ядерного эплива, . основанные на применении принципа декомпозиции трехмерной элномасштабной задачи на двумерную полномасштабную - и трехмерную окальную.

■ 2.. с использованием реальных исходных данных о состоянии активах зон РБМК-1000 проведены верификационные исследования, в резуль-ате которых установлено, что в рассматриваемом классе задач разра-отаниые алгоритмы контроля и прогноза обеспечивают приемлемую для ксплуатационных расчетов погрешность ( не ' более 5%) определения начений параметров безопасности в наиболее опасных точках.

3. Выбраны оптимальные размер расчетной зоны в плане и величина ara сетки по высоте; показано, что разработанные расчетные модули огут быть использованы в рамках аппаратно-программного комплекса екущего контроля параметров в процессе перегрузки топлива, что существенно повысит качество контроля в данном важном и неотъемлемом лементе технологического процесса АЭС с реакторами РБМК. . ' 4. Проведено расчетно-зкспершенталькое и расчетное моделирова-:ие поведения . трехмерных распределений параметров безопасности в роцессе перегрузки ядерного топлива, по результатам которого сформированы предложения по модернизации штатной системы контроля.

5. Расчетные исследования поведения параметров безопасности при [ередвижении регулирующих стержней показали, что разработанные ал-'оритмы могут успешно применяться как в задачах инженерно-техничес-юй поддержки эксплуатации, так и для целей оперативного. регулирования полей в реакторах типа РБМК.

6. Впервые в условиях действующих А.ЗС с реакторами РБМК в опыт-ю-промышленнув- эксплуатацию внедрен программный комплекс ВЕТЕР нечетного сопровождения перегрузок ядерного топлива на мощности зеактора. позволяющий прогнозировать поведение совокупности параметров безопасности в процессе внесения .локального возмущения в свойства активной зоны. Доказано, что с помощью комплекса ВЕТЕР /дается получать качественно новую информацию о поведении параметров безопасности по сравнению со штатной системой контроля.

Основные результата диссертации опубликованы; в следующих ; работах:. . ''. '■..'''■.'.-.''-'- ■■'•'■,".-' '•-.."

1. Щукин Н.В.•, Зонов И. В-., Хотылев В. А.-'Быстродействующий алгорип контроля энергораспределения в: процессе перегрузки ТК энергетических канальных реакторов. - Б сб. ' Тезисов докладов на 6 Всесоюзно; семинаре по проблемам физики, реакторов;;/ Москва. 4-8 сентября 198! г..-М.:ЩШИатоминформ,' 1989. с. 127-128. . . -.;--';'-.'-/ -У'

2. Зонов И.В., Хотьшев В. А.' , Щушш Н.В., 'Лысов Д.А. Расчет локального возмущения нейтронного шля.в физически большом ядерном реак-

"торе~~-"В"кнг'Числешше-методы-решения-уравненга-переноса":.Л'езис1 докладов семинара .Тарту, .15 - 18 мая 1ЭЭ0 г. :--Таллинн, 1990.

с. 72-75. ' • 'у'--'.;--УУ.'--'--.' У'-' .

3. Зонов И.В.; Хотылев В. А.'. Щукин Н.В. ;: Лысов Д.А., Моделированш энергораепределенчя при локальных возмущениях свойств активной зон! реактора РБМК. - ВАНТ, Сер. Физика ядерных реакторов, 1991, вып.3, с. 20-21. .. • ; •"'.•;,' '-у.'УЧ .V'/;' ■-'■'"

4. Зонов И.В., Хотылев В. А., Щукин Н.В.'. 'Лысов Д. А. : Анализ точности моделирования процесса внесения локального возмущения в свойств; активной зоны PENK. .-В кн."Внутренняя-безопасность ядерно-энергетических установок": Тезисы докладов 17- Всесоюзного семинара пс проблемам физики реакторов„Москва. 3 - 7 сентября 1991 г. гМ.:ЦНМИ атоминформ, ,1991. с. 117-118. /:;:• '.у-: .. -

- 5. Зоноз И. В. Физическая, постановка, новых задач расчетного обеспечения эксплуатации'.РБМК-и -их/программная реализация. ' В сб. рефэ-Р'зтов 4 ежегодной .Конференции, ЯО "Ядерная энергия и безопасное?! человека НЕ-93" 28 йюня-2-шшг 1993.Нижний.Новгород.,' с. 1376-1378. . 6. Филиппов Ю. С. Зонов И.В;Хотылев в; А, Щукин Н.В. Новые метода ■ контроля ' эксплуатационных 'параметров канальных реакторов и их применение на Курской АЭС..,;- В сб.- .- тезисов докладов8 .семинара'..пс проблемам физики 'реакторов.'Москва, б/о - "Волга" .5-9 сентября 199^ vr. ,М.: МИФИ Л 993.' Т. 1, с. 175-176." ...' . '. " , '- ' - ', .'.

7. Горбунов В.П., Зонов Л.В., Опит эксплуатации АЭС с канальным} реакторами и проблемы управления ПЗУ нового поколения. .- В сб. тезисов ..." докладов семинара .по. динамике ЯЭУ "Динамика энергоблокоЕ 'атомных станций нового поколения (проблемы безопасности к управления)". Сосновый Бор, 20 мая - 3 июня 1994 г., с. 22.

л

60 .

г 5?

- : 56 0.2м 2.42 , 2.08 2.76 0.4м <- исходное

: г..: 0.9м 2.41 2.05 2.73 1.6м <- конечное .

■-------—----------— . положения

2.54 1; 75 2.05 2.08 2.46 стержней ; 55 2.49 1.69 -1.94 2.01 2.39

'/-.'-•.;• '2.58 1.70 1.92 2.01 -2.46 •"..

25 20 ' 27 . 30 31 ■' ' Рис.1.- Картограмма мощностей ТВС для конечного состояния после перегрузки ОТВС - СТВС В та 5727 на 4 блоке КуАЭС 16.03. 89, МВт. Вверху - мощность по ТРОЙКЕ, посередине .<-, мощность по ПРИЗМЕ, внизу - прогноз мощности по ВЕТЕР. . .

Табл.1 Отклонение прогнозного: расчета аксиального нейтронного распределения от показаний ДКЭВ 5017 при выгрузке ДП из Тк 5217,%

АН д„,м ' 0 1 2 3 4 5 6 7

средне-квадр. 2.3 2.8 2.8 3.5 3.6 4.4 5.8 5.1

б К7. , -0.4 -3.3 -2.0 0.5 0.8 0.6 1.6 -0.6

Табл.-2 Относительное изменение показаний ДКЭР (в %) и значение Кг по ДКЗВ 5037 при погружении. РР в ТК 4641 ( Н исх = 2.4 м).

|Нрр,М 4.2 - V1 5.7

1 ДКЭР измерение расчет измерение расчет

5041 -И -12. -17 .-19 •

| 4441 - 9 -И -15 -18

кг5»37 : 1.20 . 1.21 1.23 1.21

2.43 2. 38 2. 37 1.68 1.68 1.64 2.17 2.20 .2.17 1.78 1.83 1.75 2.23 2.29 2.21

2.44 2. 37 2.35 2.42 ,2.51 2.45 ДКЭВ, 2.23 '2.34 2.29 1.64 1.69 1.61

• 1. 89 1.87 1.87 2.27 2.30. 2.26 2.51 2.58 2.55 2.28 2.34 2. 25 1.71 1.72 " 1.67'

РР 0.2м 0.9м 2. 44 2.42 ' 2. 41 2.11 , 2.08 2.05 2. 79 2.76 '2.73 РР 0.4м 1.6м

2.54 2.49 2.58 1; 75 1.69 1.70 2.05 1.94 ■ 1.92 2. 08 -2.61 ■'2.01 2.46 2.39 '• 2. 46

Рис.4 Скорость изменения линейной нагрузки в ТК 5220 для двух.точек по высоте TBC при выгрузке ДП-иэ ТК 5217

рис.5 Относительное изменение параметров при выгрузке Д11 из ТК 5243

-ао-,

рис. 6. Относительное изменение параметров при загрузке СТВС в ТК 1737

д н, м

рис.7 Относительное изменение параметров ьри выгрузке ОТВС из ТК 3151