автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка и совершенствование методик экспериментального определения нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000

Список условных обозначений.

Введение.

ГЛАВА 1. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ НЕЙТРОННО

ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В ВВЭР-1 ООО.

1.1. Номенклатура и объем исследований.

1.2. Основные особенности методик определения эффектов и коэффициентов реактивности.

1.3. Выводы к главе 1 и постановка задач исследования.

ГЛАВА 2. УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЕ МЕТОДИЧЕСКОЕ И ПРИБОРНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА ВВЭР-1 ООО.

2.1. Методики экспериментального определения эффектов и коэффициентов реактивности.

2.1.1. Определение температурного и барометрического коэффициентов реактивности на минимально контролируемом уровне мощности реактора.

2.1.2. Определение эффективностей отдельных органов регулирования СУЗ на минимально контролируемом уровне мощности реактора.

2.1.3. Определение эффективностей аварийной защиты и наиболее эффективного органа регулирования СУЗ.

2.1.4. Определение дифференциальной и интегральной эффективностей групп ОР СУЗ на энергетических уровнях мощности реактора.

2.1.5. Определение мощностного, температурного и барометрического коэффициентов реактивности на энергетических уровнях мощности реактора.

2.2. Средства измерений и регистрации параметров.

2.2.1. Измерительный комплекс для контроля состояния активной зоны и экспериментального определения коэффициентов и эффектов реактивности.

2.2.2. Разработка программного комплекса для табличного и графического отображения на ПЭВМ параметров СВРК.

2.3. Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. ЭФФЕКТЫ И КОЭФФИЦИЕНТЫ РЕАКТИВНОСТИ

В ВВЭР-1000 С УСОВЕРШЕНСТВОВАННЫМИ ТВС.

3.1. Минимально контролируемый уровень мощности.

3.1.1. Температурный и барометрический коэффициенты реактивности.

3.1.2. Эффективность отдельных органов регулирования СУЗ.

3.1.3. Эффективность аварийной защиты реактора и наиболее эффективного органа регулирования СУЗ.

3.2. Энергетические уровни мощности.

3.2.1. Мощностной, температурный и барометрический коэффициенты реактивности.

3.2.2. Интегральные эффективности групп ОР СУЗ.

3.3. Выводы к главе 3.

ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЕ КСЕНОНОВЫХ КОЛЕБАНИЙ В ВВЭР

1000 И УСТОЙЧИВОСТИ РАБОТЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ПРИ МАЛЫХ СНИЖЕНИЯХ ЕЕ МОЩНОСТИ.

4.1. Причины возникновения колебаний.

4.2. Диаметральные колебания.

4.3. Азимутальные колебания.

4.4. Влияние отравления ксеноном на устойчивость реакторной установки при малом снижении ее мощности.

4.5. Выводы к главе 4.

ГЛАВА 5. ПРЕДУПРЕЖДЕНИЕ И ПОДАВЛЕНИЕ КСЕНОНОВЫХ

КОЛЕБАНИЙ В ВВЭР-1000.

5.1. Разгрузка реактора и продолжительная работа на пониженном уровне мощности.

5.2. Подъем мощности после кратковременной разгрузки реактора.

5.3. Достижение исходной мощности после разгрузки реактора и работа на стационарном уровне мощности.

5.4. Порядок приведения регулирующей группы ОР СУЗ к требуемому положению при стабилизированном аксиальном офсете.

5.5. Проверка эффективности методики предупреждения и подавления ксеноновых колебаний на Ростовской АЭС.

5.6. Выводы к главе 5.

ВЫВОДЫ.

Актуальность. Безопасный пуск и последующая эксплуатация ядерного реактора возможны только при знании его нейтронно-физических характеристик (НФХ) с точностью, удовлетворяющей требованиям правил ядерной безопасности и теплотехнической надежности активной зоны /1-7/. В техническом обосновании безопасной эксплуатации должны быть представлены расчетные значения НФХ реактора при стационарной работе энергоблока АЭС, в переходных динамических режимах, при протекании проектных аварий.

Экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик реакторов осуществляется как при вводе в эксплуатацию новых, так и после очередной перегрузки топлива действующих энергоблоков АЭС. Цель таких исследований - экспериментальное подтверждение безопасности эксплуатации реакторной установки (РУ), правильности выполненных нейтронно-физических расчетов реакторов, а также получение экспериментальных данных для корректировки констант и компьютерных программ, используемых для расчетного моделирования топливных циклов при проектировании и эксплуатации энергетических ядерных реакторов.

Номенклатура и объем экспериментальных исследований нейтронно-физических процессов зависят от типа топливной загрузки реактора. Для серийных топливных загрузок они минимальны. При переводе действующих энергоблоков на подпитку новыми сортами топлива они, как правило, увеличиваются в соответствии с требованиями Научного руководителя проекта и Главного конструктора РУ. Наиболее значительное расширение номенклатуры и объема исследований происходит при вводе в эксплуатацию новых энергоблоков АЭС с головными топливными загрузками реакторов, полностью состоящими из новых более перспективных тепловыделяющих сборок (ТВС).

В реакторах типа ВВЭР усовершенствование топливного цикла ориентировано на увеличение глубины выгорания топлива, что обеспечивается повышением надежности ТВС, уменьшением "паразитного захвата" и утечки нейтронов из активной зоны. Достигается это созданием тепловыделяющих элементов (твэлов) улучшенной конструкции, заменой стали циркониевыми сплавами, компоновкой топливных загрузок типа "IN-OUT", увеличением кампании топлива. Для выравнивания распределения мощности по ТВС и твэлам активной зоны при этом используется профилирование обогащением урана по поперечному сечению ТВС и интегрирование с топливом выгорающего поглотителя (гадолиния).

Первая топливная загрузка реактора блока №1 Ростовской АЭС была впервые полностью сформирована из новых усовершенствованных ТВС (УТВС) с циркониевым опорным каркасом (см. Приложение I). Для выравнивания распределения мощности по ТВС активной зоны и получения отрицательного допустимого значения коэффициента реактивности по температуре теплоносителя в начале кампании реактора в направляющие каналы ряда ТВС были установлены стержни выгорающего поглотителя (СВП) с различным содержанием в них природного бора. В проекте предусмотрен перевод данного энергоблока на четырехлетний топливный цикл с использованием вместо СВП уран-гадолиниевого топлива, начиная со второй топливной загрузки /8/. Кроме того, на блоке №1 Ростовской АЭС было реализовано новое по сравнению с действующими аналогичными энергоблоками распределение по группам органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ). Таким образом, первая топливная загрузка реактора вводимого в эксплуатацию блока №1 Ростовской АЭС была головной.

Повышение уровня требований по безопасности эксплуатации АЭС и постоянное совершенствование расчетных программ, используемых для обоснования проектов атомных станций, также потребовали значительного расширения номенклатуры и объема экспериментальных исследований нейтронно-физических процессов в ВВЭР-1000 блока №1 Ростовской АЭС по сравнению с ранее вводившимися в эксплуатацию аналогичными энергоблоками.

Важнейшим фактором в определении нейтронно-физических характеристик реактора является наличие качественных методик проведения и обработки

10 результатов экспериментов, учитывающих особенности реакторной установки. Такие методики создавались в течение многих лет и улучшались по мере накопления опыта проведения экспериментов на вновь вводимых в эксплуатацию и действующих реакторах типа ВВЭР при их физических и энергетических пусках.

Сейчас ясно, что результаты экспериментального определения нейтрон-но-физических характеристик на энергоблоках с реакторами ВВЭР-1000 (1-й блок Калининской АЭС, 2-й и 3-й блоки Южно-Украинской АЭС, 3-й блок Ровенской АЭС) не всегда являлись достоверными. Это связано с недостатками в ходе проведения экспериментов (дрейф технологических параметров) и обработки значений измеряемых величин.

Только корректная обработка результатов экспериментов, учет пространственных эффектов и изменений технологических параметров в процессе испытаний дает возможность правильного определения коэффициентов реактивности, эффективностей отдельных органов регулирования и эффективности аварийной защиты (A3).

Некоторые эксперименты проводились при пуске блока № 1 Ростовской АЭС впервые. Соответствующие методики вообще отсутствовали, их надо было разрабатывать заново. В первую очередь это относится к ксеноновым колебаниям, которые могут возникать в активной зоне ВВЭР-1000. Такие колебания связаны с периодическими отклонениями от равновесного распределения йода, ксенона и плотности потока нейтронов в различных участках активной зоны реактора и могут при достаточно большой их амплитуде привести к нарушению теплотехнической надежности твэлов. Экспериментальные исследования "свободных" ксеноновых колебаний необходимы для корректировки константного обеспечения программ имитации топливных циклов, а также для отработки алгоритмов предупреждения и подавления этих колебаний.

Цель работы. Разработка и совершенствование методик экспериментального определения нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000, использование (апробация) этих методик на этапах физического пуска и освоения про

11 ектной мощности блока № 1 Ростовской АЭС для определения характеристик реактора с головной топливной загрузкой.

Научная новизна.

1. Разработаны новые и усовершенствованы существовавшие ранее методики экспериментального определения эффектов и коэффициентов реактивности ВВЭР-1000. Учтено изменение в процессе проведения эксперимента пространственного распределения потока нейтронов, как в активной зоне реактора, так и за ее пределами в области расположения ионизационных камер.

2. Разработаны методики определения характеристик "свободных" диаметральных и азимутальных ксеноновых колебаний, исследования устойчивости реакторной установки при малых снижениях ее мощности, предупреждения и подавления аксиальных ксеноновых колебаний.

3. Разработан программный комплекс табличного и графического отображения на ПЭВМ параметров системы внутриреакторного контроля для дополнительного контроля теплотехнической надежности активной зоны в ходе физических экспериментов.

4. Впервые определены нейтронно-физические характеристики ВВЭР-1000 с головной топливной загрузкой, скомпонованной только из усовершенствованных ТВС. Полученные результаты служат достаточным обоснованием безопасной эксплуатации АЭС.

Практическая ценность.

1. Подтверждена безопасность эксплуатации головной топливной загрузки ВВЭР-1000 энергоблока №1 Ростовской АЭС и ее соответствие требованиям нормативных документов.

2. Получены данные для корректировки константного обеспечения ней-тронно-физических расчетов перспективных загрузок ВВЭР-1000.

3. Предложены методики предупреждения и подавления аксиальных ксеноновых колебаний для реакторных установок В-320. Соответствующие алгоритмы рекомендуются для включения в рабочие технологические регламенты безопасной эксплуатации энергоблоков с ВВЭР-1000.

12

Положения, выносимые на защиту.

1. Усовершенствованные и разработанные впервые методики определения эффектов и коэффициентов реактивности ВВЭР-1000.

2. Методики определения характеристик "свободных" диаметральных и азимутальных ксеноновых колебаний, исследования устойчивости реакторной установки при малых снижениях ее мощности, предупреждения и подавления аксиальных ксеноновых колебаний.

3. Программный комплекс табличного и графического отображения на ПЭВМ параметров системы внутриреакторного контроля для дополнительного контроля теплотехнической надежности активной зоны в ходе физических экспериментов.

4. Результаты экспериментального определения нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000 с головной топливной загрузкой, скомпонованной только из усовершенствованных ТВС.

114 ВЫВОДЫ

1. Выполнена корректировка методик экспериментального определения мощностного, температурного и барометрического коэффициентов реактивности, эффективностей аварийной защиты реактора и наиболее эффективного органа регулирования СУЗ, дифференциальной и интегральной эффективностей группы ОР СУЗ.

2. Разработана методика определения эффективности отдельного ОР СУЗ при погруженных в активную зону одной и более группах ОР СУЗ.

3. Во всех методиках определения эффектов и коэффициентов реактивности учтено изменение в процессе проведения эксперимента пространственного распределения потока нейтронов, как в активной зоне реактора, так и за ее пределами в области расположения ионизационных камер.

4. Разработаны методики определения характеристик «свободных» диаметральных и азимутальных ксеноновых колебаний, исследования устойчивости реакторной установки при малых снижениях ее мощности, предупреждения и подавления аксиальных ксеноновых колебаний с использованием борного регулирования.

5. В экспериментальных исследованиях "свободных" диаметральных и азимутальных ксеноновых колебаний установлено, что: а) в начале топливного цикла диаметральные и азимутальные ксеноновые колебания - быстро затухающие, что согласуется с результатами расчетов; б) одновременно с диаметральными и азимутальными ксеноновыми колебаниями (и вследствие этих колебаний) имеют место периодические отклонения от стационарных значений подогревов теплоносителя в петлях 1-го контура и показаний ИК АКНП со значительной амплитудой; в) периоды аксиальных, диаметральных и азимутальных ксеноновых колебаний в пределах погрешности примерно одинаковы и равны 27,5 ± 1,0 час, что даёт основания ввести поправки в константы для расчётного моделирования.

115

6. Подтверждена эффективность простых в реализации алгоритмов предупреждения и подавления аксиальных ксеноновых колебаний. Предложенные алгоритмы рекомендуются для включения в рабочие технологические регламенты безопасной эксплуатации энергоблоков с ВВЭР-1000.

7. Разработан программный комплекс табличного и графического отображения на ПЭВМ параметров СВРК для дополнительного контроля теплотехнической надежности активной зоны в ходе физических экспериментов.

8. Разработанные и подкорректированные методики, а также программный комплекс табличного и графического отображения на ПЭВМ параметров СВРК апробированы на этапах пуска и освоения мощности блока №1 Ростовской АЭС. Определены нейтронно-физические характеристики ВВЭР-1000 с головной топливной загрузкой, скомпонованной только из УТВС. Полученные результаты служат достаточным обоснованием безопасной эксплуатации АЭС.

1. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальные методы физики реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1984. 272 с.

2. Белл Д.,Глесстон С. Теория ядерных реакторов. -М.: Атомиздат, 1974.-496 с.

3. Глесстон С., Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов. -М: Изд-во иностр. лит., 1954. 460 с.

4. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. -4-е изд., перераб. и доп. -М.: Энергоатомиздат, 1986. 304 с.

5. Ф. Валенте. Практическое руководство по экспериментальной физике реакторов. -М.: Атомиздат, 1965. 328 с.

6. Аборина И.Н. Физические исследования реакторов ВВЭР. -М.: Атомиздат, 1978.- 120 с.

7. Рудик А.П. Ксеноновые переходные процессы в ядерных реакторах. -М.: Атомиздат, 1974. 117 с.

8. Альбом нейтронно-физических характеристик первой топливной загрузки блока №1 Ростовской АЭС: Отчёт о НИР / РНЦ "Курчатовский институт", инв. № 32/1-57-300. -М., 2000. 301 с.

9. Экспериментальное исследование нейтронно-физических характеристик первой топливной загрузки активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000 блока № 1 Калининской АЭС: Отчет о НИР / ВНИИАЭС НПО "Энергия", инв. № ОЭ-2263/86. -ML, 1986. 83 с.

10. Исследование нейтронно-физических характеристик первой топливной загрузки активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000 блока № 2 ЮжноУкраинской АЭС: Отчет о НИР / ВНИИАЭС НПО "Энергия", инв. № ОЭ-2436/87. -М, 1987,- 122 с.

11. Исследование нейтронно-физических характеристик первой топливной загрузки активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000 блока №3 Ровенской АЭС: Отчет о НИР / ВНИИАЭС, инв. № ОЭ-2476/88. -М., 1988. 258 с.117

12. Исследование нейтронно-физических характеристик второй топливной загрузки активной зоны серийного реактора ВВЭР-1 ООО блока №3 Ровенской АЭС: Отчет о НИР / ВНИИАЭС, инв. № ОЭ-2579/88. -М., 1988. 273 с.

13. Методики экспериментального определения нейтронно-физических характеристик активной зоны серийного реактора ВВЭР- 1000: Отчет о НИР / ВНИИАЭС, инв.№ ОЭ 3035/91. -М., 1991. - 74 с.

14. Результаты исследований нейтронно-физических характеристик активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000 блока №4 Балаковской АЭС на этапе физического пуска: Отчет о НИР / ВНИИАЭС, инв. № ОЭ-3148 /93. -М., 1993.-88 с.

15. Номенклатура эксплуатационных нейтронно-физических расчетов и экспериментов для топливных загрузок ВВЭР-1000: Руководящий документ РД 95.027.02-96 / ВНИИАЭС. -М., 1996. 30 с.

16. Техническое решение № 320.УС.РСТ-1.01 по объёму экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ВВЭР-1000 блока № 1 Ростовской АЭС / концерн "Росэнергоатом". -М., 2000. 14 с.

17. Правила ядерной безопасности атомных электростанций. ПБЯ-04-74. -2-е изд. -М.: Атомиздат, 1977. 24 с.

18. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89 (ПНАЭ Г-01-024-90). -М.: Госатомнадзор СССР, 1991. -53 с.

19. Общие положения обеспечения ядерной безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (НП-001-97). -М.: Госатомнадзор России, 1997. 41 с.

20. Типовой технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 (В-320): ТРВ-1000-4 / ВНИИАЭС. -М.,1998.-328 с.

21. Tsyganov S.V., Shishkov L.K. The Influense Of Spatial Effects On The Measurement Result Of Reactivity in "Fast Disturbanes" Of Core Parameters., XI Simposium of AER, Csopak, Hungary, 24-28 Septemdber 2001.

22. Установка реакторная В-320. Экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации: Руководящий документ РД ЭО 0150-99 / ВНИИАЭС. -М.,1999,- 130 с.

23. Установка реакторная В-320. Методики расчёта коэффициентов и эффектов реактивности по результатам измерений на действующих энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000: Руководящий документ РД ЭО 0151-99 / ВНИИАЭС. -М., 1999.-116 с.

24. Альбом нейтронно-физических характеристик серийного реактора ВВЭР-1000: Отчет о НИР / ИАЭ; инв. №32/407583. -ML, 1983. 76 с.119

25. Альбом нейтронно-физических характеристик первой топливной загрузки активной зоны блока № 2 Южно-Украинской АЭС: Дополнение / ЮУАЭС; инв. № 2.14 003Д8, 1984. - 36 с.

26. Анализ условий эксплуатации реактора ВВЭР-1000 при положительном температурном и отрицательном барометрическом коэффициентах реактивности: Отчет о НИР / ИАЭ; инв. № 32/467884. -М., 1984. 25 с.

27. Результаты экспериментального определения нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора блока № 1 Ростовской АЭС на этапе физического пуска: Отчет о НИР / ВНИИАЭС; инв. № ОЭ-3251/2001. -М., 2001. 113 с.

28. Ривкин С.Д., Александров А.А. Теплофизические свойства воды и водяного пара. -М.: Энергия, -1980. 80 с.

29. Method for determining differential reactivities in power reactors / Fuge R., Ziegenbein D. // Kernenergie. 1973. -Vol. 16, N 8. - S. 245-248.

30. АЭС с ВВЭР-1000. Установка реакторная В-320. Физический пуск.Энергоблок №1 Ростовской АЭС: Рабочая этапная программа РП.1.ФП.ОЯБ/467 /. Ростовская АЭС. -Волгодонск, 2000. 48 с.

31. Ростовская АЭС. Энергоблок с ВВЭР-1000. Установка реакторная В-320. Энергетический пуск и опытно-промышленная эксплуатация: Этапная программа и методика РП.1.ЭП.ОЯБ/689/, Ростовская АЭС. -Волгодонск, 2000.- 64 с.

32. АЭС с ВВЭР-1000. Установка реакторная В-320. Физические эксперименты на этапе физического пуска (ядерно-опасная работа). Энергоблок №1 Ростовской АЭС: Рабочие программы РП.1.УС.ОЯБ/576 / Ростовская АЭС.- Волгодонск, 2000. 145 с.120

33. Программа ввода в эксплуатацию энергоблока № 1 Ростовской АЭС / концерн "Росэнергоатом". -М, 1999. 113 с.

34. Разработка и опыт эксплуатации специализированного измерительного комплекса при пуске первого блока Ростовской АЭС / Поваров В.П., Тере-шонокВ.А., Литицкий В.А. и др. // Теплоэнергетика. 2003.- № 5. -С. 19-21.

35. Лебедев О.В., Тарасов М.В. Система передачи и отображения параметров реакторной установки для дополнительного теплотехнического контроля активной зоны // Теплоэнергетика. 2003. - № 5. - С. 28-29.

36. Архангельский А.Я. Программирование в С++ Builder 5. -М.: ЗАО "Издательство БИНОМ", 2000. 1152 с.

37. Поваров В. П., Терешонок В.А., Лебедев О.В. О влиянии положения ионизационных камер относительно отдельных органов регулирования ВВЭР-1000 на показания измерителей реактивности // Теплоэнергетика. 2003. -№5.-с. 22-25.

38. Обзор экспериментов по исследованию ксеноновых колебаний в активной зоне реактора ВВЭР-1000 / Крайнов Ю. А., Духовенский А. С., Астахов С. А. и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1987. -Вып.1. С. 36-37.

39. Крайнов Ю. А.,. Духовенский А. С., Астахов С. А. Результаты экспериментального исследования аксиальных ксеноновых колебаний на реакторе V блока Нововоронежской АЭС: Препринт. -М.: Ин-т атом, энергии. 1983, №3834/4. 15 с.

40. Крайнов Ю. А., Духовенский А. С., Астахов С. А. Некоторые нейтронно-физические характеристики серийного реактора ВВЭР-1000 при маневрировании мощностью: Препринт. -М.: Ин-т атом, энергии. 1987. №4475/4. -45 с.

41. Испытания маневренности ВВЭР-1000 на 5-м блоке Запорожской АЭС / Филимонов П.Е., Аверьянова С.П., Олейник С.Г. и др. // Атомная энергия. 1998. - Т.85, вып.5. - С. 364-367.

42. Контроль локальной линейной мощности твэлов в активной зоне ВВЭР -1000 с помощью офсет-мощностной диаграммы / Поваров В.П., Аверьянова С.П., Лунин Г.Л. и др. // Атомная энергия. -2002. -Т.93, вып.1. С. 13-18.

43. Ксеноновые колебания в активной зоне ВВЭР-1000 / Поваров В. П., Тере-шонок В. А., Степанов В.А. и др. // Атомная энергия. 2002. - Т.93, вып.10. -С. 247-253.

44. Исследование поведения реакторной установки с ВВЭР 1000 в переходном процессе, вызванном малым снижением мощности / Поваров В. П., Терешонок В. А. Степанов В.А., Лебедев О.В. // Атомная энергия. - 2002. -Т.93, вып. 10.- С. 319-320.

45. Предупреждение и подавление аксиальных ксеноновых колебаний в активной зоне ВВЭР-1000 / Поваров В.П., Терешонок В.А., Лебедев О.В. и др. // Теплоэнергетика. -2003. №5.-С. 11-15.