О взаимосвязи теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик легководного корпусного реактора с переменной плотностью теплоносителя в активной зоне реактора (на примере режимов РУ ВК-50)

Размещено на http://www.allbest.ru/

ОАО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия

О взаимосвязи теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик легководного корпусного реактора с переменной плотностью теплоносителя в активной зоне реактора (на примере режимов РУ ВК-50)

И.И. Семидоцкий, Н.А. Святкина,

А.А. Свиязов, С.В. Орешин

Корпусной кипящий реактор ВК-50 - исследовательская ядерная установка тепловой мощностью 200 МВт, работающая по схеме прямого цикла в режиме АТЭЦ [1].

Характерной для реактора этого типа особенностью является существенное (от 0,7 до 0,2 г/см³ для ВК-50) изменение по высоте активной зоны плотности теплоносителя.

Этот фактор определяет подобие нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в корпусных кипящих реакторах и в реакторах следующего поколения с водой закритических параметров. В частности, представляется полезным использование опыта ВК-50 в оценке роли пространственных эффектов в формировании возникающей в таких системах глубокой обратной связи между теплогидравлическими и ядерными процессами.

Можно выделить три группы данных, отражающих различные аспекты механизма формирования этих связей.

Первая группа данных связана с одномерными эффектами, обусловленными изменением по высоте активной зоны плотности теплоносителя, эффективной температуры тепловых нейтронов и жесткости спектра нейтронов, энерговыделения. Взаимосвязь этих факторов приводит к трудностям в интерпретации показаний расположенных вне активной зоны датчиков контроля мощности реактора, особенно в динамических режимах.

Вторая группа опытных данных отражает эффекты многомерной пространственной гидродинамики, трехмерной кинетики нейтронов и стохастические факторы. Их взаимосвязь выкристаллизовывается в виде такого фундаментального явления, как нестабильность волн плотности [2] (в российской практике известной также под названием «гидронейтронной неустойчивости»).

Анализ опытных данных показывает, что, несмотря на сложный, неоднозначный и во многом индивидуальный характер факторов, формирующих эти явления, в конечном итоге они могут подчиняться сравнительно простым и общим закономерностям, что позволяет обобщать их без привлечения (еще не существующих) полномасштабных и детальных физических и математических моделей. Такие примеры приводятся в предлагаемом сообщении.

Одномерные эффекты, связанные с изменением по высоте активной зоны плотности теплоносителя

Для реактора с переменной по высоте активной зоны плотностью теплоносителя спектр нейтронов зависит от типа кассеты, выгорания, предистории кассеты и локальной плотности теплоносителя. В качестве иллюстрации на рисунках 1-4 представлены распределения по высоте активной зоны ВК-50 плотности теплоносителя, потока тепловых и быстрых нейтронов, энерговыделения и надтепловой характеристики спектра нейтронов в. Указанные параметры взаимозависимы, что порождает глубокую обратную связь между реактивностью системы и плотностью теплоносителя в активной зоне.

Наиболее известным следствием этой связи служит, как отмечалось, явление нестабильности волн плотности [2].

Традиционно представления о устойчивости реактора ВК-50 формировались в рамках взаимосвязанных понятий мощностной границы устойчивости и показателя затухания автокорреляционной функции шумов нейтронного потока г [3].

Мощностная граница устойчивости определялась с помощью этого статистического параметра следующим образом.

В период пуска реактора при фиксированном давлении путем извлечения из активной зоны рабочих органов регулирования реактивности ступеньками по 10 МВт увеличивалась мощность реактора. На каждой ступеньке определялся показатель затухания автокорреляционной функции, который с ростом мощности уменьшался. При достижении значений показателя 0,2…0,3 с^-1 эксперимент прекращался, а полученные данные аппроксимировались линейной зависимостью. Затем эта зависимость экстраполировалась до нулевого значения показателя затухания. Соответствующее значение мощности интерпретировалось как граница устойчивости при данном давлении и полагалось не зависящим от момента кампании реактора.

Таким образом, в представленной схеме показатель затухания использовался как некоторое промежуточное звено, а запас устойчивости оценивался как разница между фактическим уровнем мощности и мощностной границей устойчивости, соответствующей критерию г=0, при заданном давлении.

На рисунке 6 приведены экспериментальные данные, заметно усложняющие эту простую схему. Видно, что показатель затухания автокорреляционной функции существенно уменьшается на протяжении кампании реактора. Происходит это при практически неизменных значениях рабочего давления и мощности реактора.

Уменьшение показателя затухания г сопровождается также ростом амплитуды флюктуаций. Эту взаимосвязь можно выразить в форме корреляции:

,

где А - ожидаемый для значения г в диапазоне 0,05 ч 0,5 с^-1 максимум амплитуды флюктуаций, %.

Согласно данной корреляции, г = 0,25 с^-1 отвечает амплитуда флюктуаций 15%, а г = 0,1 с^-1 20%. Эти амплитуды соответствуют значениям предупредительной и аварийной уставок по уровню мощности реактора. Таким образом, для условия г?0,2 с^-1, вероятность появления флюктуаций с амплитудой 20% более мала. Действительно, в 39 кампанию (шестирядная зона) было зарегистрировано всего два таких случая из общего количества наблюдений ~10⁴. В менее устойчивую 38 кампанию (пятирядная зона) также было зарегистрировано два таких случая, а остальные 16 случаев превышения 20% уровня флюктуаций в эту кампанию наблюдались при г<0,2 с^-1.

Поскольку возникновение колебаний нейтронной мощности с амплитудой 20% и более непосредственно связано с безопасностью установки, условие г?0,2 с^-1 определяет низкий уровень вероятности срабатывания аварийной защиты по причине неустойчивости реактора. Это условие рекомендуется использоваться в качестве обобщенного критерия для формирования понятия «инженерной», т.е. соответствующей задачам практики и имеющей простой физический смысл, границы устойчивости.

Анализ опытных данных ряда кампаний показал, что явление неустойчивости для ВК-50 определяется следующими факторами:

· реактор «раскачивает» сравнительно небольшое число парогенерирующих каналов, расположенных в центральной части активной зоны, при достижении в которых некоторого порогового значения объемной доли пара запас устойчивости реактора резко снижается;

· в качестве такой пороговой величины рекомендуется использовать значение объемного паросодержания на выходе центральных ячеек активной зоны, равное 70%.

Так, согласно данных рисунка 7, по мере роста мощности в центральной ячейке показатель затухания уменьшается. Для мощности ~3,0 МВт он достигает значения, при котором реактор начинает терять устойчивость. Этому уровню мощности и рабочему давлению 5,5 МПа соответствует объемная доля пара на выходе ячейки 09-35, равная 70%, что и обусловило выбор указанного значения в качестве универсального критерия устойчивости для условий ВК-50.

Формулировка понятия «инженерной» границы устойчивости, соответствующее объемной доле пара на выходе центральных ячеек активной зоны 70%, позволяет оценивать запас устойчивости реактора на основе обычных программ нейтронно-физического и теплогидравлического расчета без привлечения сложнейших специализированных методик расчета устойчивости, учитывающих различные пространственные и стохастические эффекты. Представляется логичным и целесообразным распространение такого подхода на реакторы с водяным теплоносителем закритических параметров.

Рисунок 1. Распределение по высоте активной зоны плотности теплоносителя.

Рисунок 2. Распределение по высоте активной зоны потока быстрых (1) и тепловых (2) нейтронов.

Рис. 3. Распределение по высоте активной зоны энерговыделения.

Рис. 4. Распределение по высоте активной зоны параметра спектра нейтронов в.

Рис. 5. Зависимость парового эффекта реактивности от плотности теплоносителя в активной зоне.

Рисунок 6. Зависимость показателя затухания автокорреляционной функции флюктуаций потока нейтронов от энерговыработки реактора на протяжении кампании: 1 - зависимость г =0,2 с^-1; 2,3 - данные 38 и 39 кампаний реактора.

Рисунок 7. Связь запаса устойчивости с энерговыделением в ячейке 09-35 реактора на протяжении кампании: 1 - зависимость г =0,2 с^-1; 2,3 - изменение г и энерговыделение в ячейке на протяжении кампании.

Влияние одномерных эффектов по высоте активной зоны на низкочастотные процессы в переходных режимах рассмотрено в работе [4]. Показано, что перераспределение по высоте активной зоны плотности теплоносителя приводит и к перераспределению энерговыделения. В конечном итоге, в зависимости от характера и амплитуды возмущения, может произойти изменение знака приращения локального энерговыделения (рисунок 8).

Непосредственно с этими процессами связан и вопрос об интерпретации показаний расположенных в активной зоне или за ее пределами датчиков контроля мощности реактора, включая и вопрос о зависимости этих показаний от места расположения датчика.

В качестве примера рассмотрим показания детектора канала контроля нейтронной мощности реактора, схема расположения которого относительно активной зоны представлена на рисунке 9.

Рисунок 8. Изменение во времени мощности реактора по показаниям различных датчиков контроля нейтронной мощности в режиме с уменьшением подачи питательной воды на 90% [4]: 1,2 - показания датчиков, расположенных в верхней половине активной зоны; 3 - показания датчика, расположенного в нижней половине зоны.

Рисунок 9. Схема размещения датчика канала контроля нейтронной мощности реактора: 1 - активная зона; 2 - корпус реактора; 3 - чувствительная часть ионизационной камеры.

Если предположить, что нейтроны рассеиваются равномерно в направлении ионизационной камеры с некоторой поверхности, расположенной от камеры на расстоянии Н_эфф, а распределение источника нейтронов по этой поверхности пропорционально локальному энерговыделению, то можно рассчитать зависимость тока камеры от ее положения. На рисунке 10 сопоставлены с таким расчетом результаты градуировки камеры на различных высотных отметках для значений уровня мощности реактора 157 и 190 МВт.

Расчетные данные хорошо согласуются с экспериментальными вплоть до высотной отметки ~140 см. После чего в экспериментальных данных наблюдается резкое уменьшение тока камеры. Указанной высотной отметке соответствует выход верхней части камеры в пределы тягового участка. Соответственно, выше 140 см происходит дополнительная экранировка камеры выгородкой тягового участка, верхней плитой и другими конструктивными элементами.

Рисунок 10. Распределение по высоте активной зоны нормированного на среднее по высоте значение тока камеры: экспериментальные данные для мощности реактора 152 (?) и 190 (?) МВт; - - расчетное распределение.

Вариационные расчеты показывают, что учитывая эффект экранировки, можно существенно улучшить точность расчетных данных для верхней части активной зоны. Однако и без учета этого эффекта приведенный пример показывает, что для стационарных режимов результат взаимодействия сложных пространственно-распределенных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в активной зоне в конечном итоге может моделироваться на основе опытных данных по полям энерговыделения (экспериментальных или расчетных), с использованием простых корреляций.

Многомерные и стохастические эффекты

Представленные ранее [5] расчетно-экспериментальные исследования процессов выхода за границу устойчивости ВК-50 с формированием автоколебаний нейтронного потока значительной (более 100%) амплитуды показали, что одномерная контурная теплогидравлика не в состоянии описать базовые динамические свойства установки на частоте основного резонанса. К таким свойствам относятся положение границы устойчивости, эффект взаимодействия низких и высоких частот в динамических режимах вблизи границы устойчивости и за ее пределами. Квазидвумерная модель гидродинамических процессов в тяговом участке и имитация флюктуаций расхода теплоносителя на входе активной зоны и в качественном, и в количественном отношении дают более адекватные свойствам реальной установки картины динамических процессов (рисунок 10).

Рисунок 11. Результаты расчета изменения во времени мощности реактора в режиме с удвоением подачи питательной воды с учетом (1) и без учета (2) эффектов пространственной и стохастической гидродинамики [5].

Существенное (почти на порядок) различие плотности воды на входе и выходе реактора с водой закритических параметров приводит к сильному изменению водно-уранового отношения и ядерно-физических характеристик по высоте активной зоны. На реакторе ВК-50 накоплен уникальный опыт эксплуатации установки в подобных условиях.

Анализ этого опыта показывает, что указанные характеристики являются результатом сложного взаимодействия ряда факторов, в том числе - пространственной гидродинамики и кинетики нейтронов, стохастических процессов. В ряде случаев результат взаимодействия может быть выражен в форме полуэмпирических корреляций, построение которых может быть осуществлено с привлечением относительно простых и отработанных расчетных методик.

Вместе с тем распространение опыта ВК-50 и легководного направления в целом на реакторы с водой закритических параметров связано с рядом сложных и неоднозначных факторов, например, выбором топливной композиции, способом «выравнивания» нейтронно-физических характеристик по высоте активной зоны, водно-химическим режимом, выносом продуктов коррозии, радиолизом теплоносителя, взрывобезопасностью и т.д.

Часть этих проблем может быть решена путем проведения внутриреакторных ампульных и петлевых испытаний. Тем не менее, значительный объем исследований придется на опытную эксплуатацию экспериментальных установок-прототипов.

В этих условиях велико значение опыта персонала установок, наличие материальной базы и квалифицированных кадров для организации и проведения внутриреакторных и материаловедческих исследований. Такими комплексными возможностями располагает ОАО «ГНЦ НИИАР».

Сочетание работ по снятию с эксплуатации установки ВК-50 и замещению ее опытной установкой типа СКП-30 представляется оптимальной с позиции использования материальных, человеческих ресурсов и накопленных знаний отрасли в процессе развития новой ядерной технологии - реакторов четвертого поколения с водяным теплоносителем закритических параметров.

теплоноситель реактор теплогидравлический

Список литературы

1. Ещеркин В.М., Туртаев Н.П., Шмелев В.Е. и др. Некоторые итоги эксплуатации реакторной установки ВК-50. -- Сб. тр. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. Вып.3. С.3 --12.

2. Fukuda K, Kobori T. Classification of two-phase flow instability by density wave oscillation model J. Nucl. Sci. Technol. // J. of nuclear science and technology, 1979. V.16, №2. P. 95 -- 103.

3. Афанасьев В. А., Кебадзе Б. В., Санковский Г. И. и др. Экспериментальное исследование устойчивости корпусного кипящего реактора ВК-50 // Атомная энергия. 1968. Т. 24, вып. 4. С. 363 -- 367.

4. Семидоцкий И.И., Курский А.С. Особенности режима с потерей питательной воды в реакторе ВК-50 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Обеспечение безопасности АЭС, 2011. Вып.30. С.64 -- 72.

5. Семидоцкий И.И., Махин В.М. Влияние пространственной гидродинамики и стохастических эффектов на устойчивость расчетной модели корпусного кипящего реактора ВК-50 на основе теплогидравлического кода RELAP5/MOD3.3.-- ВАНТ. Сер. Обеспечение безопасности АЭС, 2007, вып.19, с. 111 -- 122.

Размещено на Allbest.ru