· Комплекс задач расчетного сопровождения эксплуатации с целью динамического расчета выгорания топлива, контроля локальных характеристик активной зоны и параметров ЯЭУ.

· Комплекс задач, связанных с планированием и обработкой результатов экспериментов по определению н/ф характеристик А.З.

· Задача уточнения расчета теплового баланса РУ.

· Задачи, связанные с проверкой эффективности алгоритмов РОМ и УРБ(УПЗ) и выбора необходимых групп ПС СУЗ на динамических моделях.

· Задача корректировки показаний БИК для более точного определения не тронной и тепловой мощности реактора и связанной с этой задачей подготовкой входных данных для каждой топливной загрузки для нового алгоритма АКЭ.

Актуальность указанных задач объясняется следующими физическими особенностями реактора ВВЭР, связанными с измерениями и контролем определенных параметров ЯЭУ.

При расчетах н/ф характеристик активной зоны при выгорании топлива на реальном графике тепловых нагрузок на зону возникает проблема учета влияния нестационарного отравления активной зоны ксеноном и реального графика тепловой мощности на динамику изотопного состава топлива и на распределение полей энерговыделения по объему зоны.

Это влияние может иногда приводить к серьезным ошибкам в значениях критической концентрации борной кислоты и распределениях нейтронных полей по зоне в течение кампании реактора. Особенно эта проблема требует аккуратного решения в конце кампании при использовании стратегии продленного топливного цикла за счет уменьшения тепловой мощности реактора до 75% от номинала. Указанные особенности приводят к целесообразности расчетов выгорания топлива с использованием динамического моделирования процессов в активной зоне и с учетом спектральной истории выгорания топлива.

Другая особенность связана с рассогласованием между значениями нейтронной мощностью, регистрируемой по показаниям боковых ионизационных камер (БИК), и тепловой мощностью, определяемой по датчикам СВРК при движении различных групп ОР СУЗ. Нейтронная мощность по БИК определяется путем регистрации нейтронного потока в боковых ионизационных камерах - БИК. Боковые камеры располагаются на большом расстоянии от активной зоны и регистрируют нейтроны деления только из двух периферийных рядов (по радиусу) ТВС и только из двух-трех ТВС в этих рядах, ближайших к нормали, проведенной от точки расположения камеры к боковой поверхности активной зоны (см. Рис.1 и Рис.2). Если бы при любых изменениях параметров активной зоны пространственное распределение нейтронов деления (или, что-то же самое, распределение локальной нейтронной мощности) не менялось, а менялось бы только их суммарное количество в объёме активной зоны, то рассогласования между значениями мощности по показаниям БИК и по датчиком СВРК не было бы.

Однако это не так. К примеру, при погружении групп ОР СУЗ, расположенных в центральной области активной зоны (группы под №№1, 7, 10, 320 проект) относительная мощность периферийных ТВС заметно увеличивается. Данное увеличение частично компенсирует интеграль-ное уменьшение нейтронного потока в активной зоне, и измеряемая мощность по БИК оказывается больше тепловой мощности реактора по данным СВРК. В случае погружении периферийной группы ОР СУЗ (группы под №№6, 8, 9) относительная мощность периферийных ТВС заметно снижается. Данное снижение усиливает интегральное уменьшение нейтронного потока в активной зоне и измеряемая по БИК величина мощности оказывается меньше величины тепловой мощности по датчикам СВРК.

При измерениях «веса» АЗ на МКУ или «веса» отдельных групп ОР СУЗ происходит то же самое явление, что и описанное выше. В этом случае измеряемой величиной является не значение нейтронной мощности, а величина реактивности, вносимая в баланс нейтронов в активной зоне при полном погружении всех ОР СУЗ до низа зоны. Эти измерения также проводятся с помощью регистрации тока в БИК и вычисления логарифмической производной по времени при конечном перемещении группы или всех ОР СУЗ. Данные результаты представляют последовательность временных измерений значений логарифмической производной от токов в БИК для одного перемещения ОР СУЗ. Зная величины доли запаздывающих нейтронов от их предшественников и времена жизни каждого предшественника, можно, зафиксировав временную последовательность логарифмических производных от токов, определить реактивность активной зоны при данном перемещении ОР СУЗ. Однако вычисленная реактивность не определяет истинную реактивность всей активной зоны по разобранным выше причинам. Заметное рассогласование между измеренной эффективностью групп ОР СУЗ и расчетными величинами подтверждается многочисленными расчетами по различным нейтронно-физическим кодам, включая штатные программы сопровождения. На мощности разница между эффективностью группы ОР СУЗ, измеренной с помощью БИК, и полной эффективностью этой группы может увеличиться или уменьшиться в зависимости от последовательности погружения и извлечения групп ОР СУЗ и длительности промежутков между измерениями их характеристик. Это явление связано с нестационарным отравлением активной зоны ксеноном. Нестационарное отравление ксеноном может существенно перестроить объемное распределение энерговыделения и привести к ещё большому рассогласованию величин истинной и измеренной реактивности, чем на МКУ. Для наглядной иллюстрации рассмотренных явлений показано на рис.3, схематически, расположение двух БИК относительно активной зоны. А на рис.4 показана пространственная зависимость чувствительности БИК к нейтронам деления в активной зоне и радиальная зависимость распределения нейтронов деления в активной зоне при погружении 1-ой группы ОР СУЗ по линии ТВС, показанной на рис.3.

Математически это можно проиллюстрировать следующим образом:

Аналогичные выкладки можно провести и для нейтронной мощности и получить те же неравенства между значениями нейтронной мощности по БИК и полной мощностью активной зоны.

В связи с рассмотренными особенностями измерений нейтронной мощности и эффективности групп ОР СУЗ возникает задача корректировки показаний БИК и определения, как истинного значения нейтронной мощности, так и истинной величины реактивности, вносимой группами ОР СУЗ при их погружении в зону. Впервые эта проблема была обозначена группой исследователей под руководством Л.К. Шишкова в составе Б.Е. Шумского и А.А.Пинегина и была частично решена с помощью программы «NOSTRA».

Еще одной проблемой в эксплуатации ЯЭУ с ВВЭР является определение тепловой мощности по температурным датчикам 1-го контура. Для определения тепловой мощности реактора необходимо знать температуры и расходы теплоносителя в горячих и холодных петлях ГЦК. Температуры теплоносителя являются прямо измеряемыми величинами, а расходы вычисляются в ИВС и СВРК по измеряемому перепаду давлений на ГЦН и его паспортным характеристикам (зависимость напора давлений на ГЦН от расхода теплоносителя через него). По температурным перепадам и расходу на каждой петле ГЦК можно определить тепловую мощность петли без тепла от ГЦН и сумма этих мощностей даст мощность реактора. При условии, что измерения дают точное представление о средней температуре теплоносителя по каждой петле можно довольно точно вычислить тепловую мощность реактора. К сожалению это не так. По холодным петлям ГЦК измеряется именно средняя температура теплоносителя, так как поток теплоносителя после трубчатки и выходного коллектора ПГ хорошо перемешан. На горячих петлях поток теплоносителя на выходе из реактора не достаточно перемешан.

программный тепловой ядерный энергетический

Поэтому измеряемая температура во многом зависит от того, где стоят температурные датчики и как они размещаются по трубе ГЦК. Измеряемая температура также зависит от того, как распределена мощность по струям теплоносителя из периферийной и центральной частей активной зоны. Схематически это можно проиллюстрировать на рис.5. Если датчики располагаются на нижней поверхности трубы ГЦК, то (принимая во внимание, что по трубе перемешивания между струями воды, практически, нет на длине три-четыре калибра) эти датчики меряют температуру теплоносителя из периферии активной зоны. И наоборот, если датчики располагаются на верхней части трубы, то они меряют температуру теплоносителя из центральной части активной зоны. Если средние мощности центральной и периферийной частей активной зоны заметно отличаются от средней мощности по всей зоне, то показания датчиков могут сильно отличаться от истинного среднего значения температуры теплоносителя в петле. Расслоение, показанное на рис.5, является самым простым. При закрутке потока теплоносителя на выходе из реактора картина течения становится гораздо сложней и неопределенность в интерпретации показаний датчиков увеличивается.

Правда, надо сказать, что между верхней камерой смешения и выходными патрубками в петли располагается дырчатая обечайка, которая хорошо перемешивает поток теплоносителя и закрутка, возникшая при выходе из реактора, будет прекращена обечайкой. Если температурные датчики расставлены по периметру трубы равномерно и в большом количестве, причем такая расстановка повторяется на другой длине трубы, то, усредняя показания всех датчиков, можно очень точно получить значение средней температуры теплоносителя в горячей петле. Однако, обычно на одном периметре располагаются не более трех датчиков, а на одной трубе располагается порядка 6-ти датчиков. Практика показывает, что разница в величине температуры теплоносителя в горячей петле по измерениям от истинной средней температуры может достигать от 1° до 5°С (данная проверка осуществлялась по данным 2-го контура 1, 2 и 3-го энергоблоков Калининской АЭС).

В настоящее время использование эталонных значений петлевой мощности по 2-му контуру для оперативной коррекции температур теплоносителя в горячих петлях не используется. Поправки для измеренных температур вычисляются для каждой топливной загрузки ежемесячно и вносятся в систему ИВС и СВРК периодически. В переходных режимах, связанных с разгрузкой блока до 70%номинальной мощности или до 50%номинальной мощности при отключении одного или двух ГЦН величина корректирующего множителя не может быть константой. В этом случае в оперативном управлении блоком могут использоваться неправильные значения температуры теплоносителя по горячим петлям. Данная проблема требует своего разрешения.

Еще одна особенность подогрева теплоносителя по петлям ГЦК проявляется в том, что расположение патрубков, обеспечивающих выход теплоносителя из реактора в петли ГЦК, не симметрично по отношению к секторам симметрии 90° активной зоны. Выглядит это так, как показано на рис.6. Даже, если наблюдается полная симметрия в расположении ТВС по секторам 90° относительно прямоугольной системы координат, размещенной в центре активной зоны, то и этом случае мощность, отводимая по петлям, окажется не симметричной. Причем, можно заранее сказать, в какую петлю попадет более подогретый теплоноситель, а в какую менее подогретый теплоноситель. Поскольку перемешивание теплоносителя на выходе из ТВС на периферии зоны гораздо меньше перемешивания теплоносителя из центральной части активной зоны, то разница в подогреве определяется в основном разным количеством кассет, граничащих с отражателем тремя гранями и попавших в сектор, прилегающий к соответствующей петле.

Помимо петлевого контроля температуры теплоносителя осуществляется температурный контроль и в активной зоне реактора. Для обеспечения температурного контроля в активной зоне используются 91 термопара. Если бы показания термопар давали точные значения средней по сечению ТВС температуры теплоносителя, то можно было бы легко восстановить тепловую мощность активной зоны, которая была бы идеальным эталонным значением и для показаний нейтронных датчиков, и для показаний БИК, и для коррекции показаний температурных датчиков в горячих петлях ГЦК. Но измеренные значения температуры не являются средними значениями температур на выходе ТВС и не могут надежно служить для определения тепловой мощности в каждой ТВС. Причины этого кроются в том, что датчики располагаются над ТВС в трех точках на определенной орбите вокруг центра ТВС. В каждой точке датчик измеряет температуру теплоносителя, пришедшего на него из межтвэльного пространства вокруг семи ТВЭЛ. Таким образом, по показаниям зонных датчиков можно узнать температуру теплоносителя, обтекающего поверхность семи ТВЭЛ в трех местах на одной орбите вокруг центрального ТВЭЛ на выходе из кассеты. Нужна процедура перехода от данных показаний к средней температуре по сечению ТВС, и задача по определению тепловой мощности каждой из 91 ТВС была бы решена. При наличии расчетно-экспериментальной методики, позволяющей устранить описанные выше неопределенности в интерпретации результатов станционных измерений, можно будет на базе показаний 91-го датчика довольно точно определить тепловую мощность активной зоны.

Результаты верификации и использования программного комплекса «ПРОСТОР» в расчетной поддержке эксплуатации ЯЭУ с ВВЭР-1000.

Программный комплекс «ПРОСТОР» в составе многофункционального анализатора режимов реакторного отделения 1-го и 2-го энергоблоков блоков Калининской АЭС прошел верификацию по экспериментальным и расчетным данным АЭС при выполнении программы приемо-сдаточных испытаний. В июле 2001г. комплекс сдан в промышленную эксплуатацию в ОЯБ и УТП Калининской АЭС. Результаты верификации модели РУ в полном объеме находятся в аттестационных материалах, представленных в ГАН РФ. Что касается погрешностей расчета основных нейтронно-физических и тепло-гидравлических характеристик активной зоны, то можно утверждать, что они не превышают погрешностей расчета по программам «БИПР-7А» и «NOSTRA».

Таблица 1. Эффективности отдельных групп ОР СУЗ на МКУ

В дальнейшем данный комплекс был модифицирован и для 3-го и 4-го энергоблоков. В ходе его использования в расчетной поддержке эксплу-атации активной зоны в ЯФЛ Калининской АЭС в качестве дополнительного расчетного средства к штатным программам сопровождения были получены дополнитель-ные результаты верификации, а ЯФЛ получила возможность перекрестной проверки резуль-татов прогнозных расчетов по штатным программам. В ходе верификации ПРОСТОР для его аттестации и при дальнейшем его использовании на Калининской и Ростовской АЭС были получены резуль-таты сопоставления расчетных и измеренных данных по критической концентрации борной кислоты при выгорании топлива для 50 и больше различных кампаний энергоблоков Калининской АЭС и 1-го блока и 2-го блоков Ростовской АЭС. Среднеквадратичное отклонение расчетных данных от измеренных не превышает 0.05г/кг.

В ходе этих расчетов на Калининской АЭС была продемонстрирована хорошая прогнозная способность комплекса по длительности кампании и значению пусковой концентрации борной кислоты. В таблицах 1,2 приведены результаты измерений и расчетов, выполненных для разных групп ОР СУЗ для 1-ой кампании 3-го блока Калининской АЭС. Данные результаты сразу обратили на себя внимание не соответствием доверительного интервала измерений эффективности борной кислоты и веса группа отдельных групп ОР. Были обработаны результаты моделирования прямых измерений с использованием реактиметра и моделирования измерений на основе перекомпенсации движения ОР СУЗ изменением борной кислоты. Эта обработка дала результаты, помещенные в таблицу 3, из которой становится ясно, что или погрешности измерений эффективности борной кислоты сильно завышены, или погрешности измерений «веса» отдельных групп ОР СУЗ заметно занижены.

Таблица 2 Эффективность борной кислоты на МКУ

Таблица 3. Доверительный интервал измеренного «веса» групп ОР СУЗ, % (АЭС)

На рис.7-8 представлены результаты сопоставления расчетных данных при статическом моделировании по эффективности отдельных групп ОР СУЗ и температурных коэффициентов реактивности на МКУ с измеренными данными для 1-ой кампании 3-го блока Калининской АЭС. Коэффициенты реактивности измерялись при различном положении ОР СУЗ. На Рис.9 показаны результаты сопоставления расчетных и измеренных данных (при статическом моделировании) для той же кампании и того же блока на мощности 40% и 75% от номинала. С одной стороны эти результаты демонстрируют неплохое качество моделирования процессов в активной зоне, а с другой обращают внимание на заметное рассогласование между измерениями и расчетами, которое повторяется от пуска к пуску, особенно на мощности. Это рассогласо-вание носит систематический характер и имеет физическую причину, описанную выше и касающуюся особенностей измерений эффективности ОР СУЗ. Для доказательства этого утверждения были проведены расчеты с динамическим моделиро-ванием процессов в активной зоне и использованием модели БИК на МКУ и на мощности с воспроиз-ведением строгой временной последовательности измерений, с учетом перемещения ОР СУЗ и изменения мощности по времени. Данный интервал измерений занимал промежуток времени больше одних суток для различных моментов кампании. Численное моделирование проводилось, конечно, не сутки, а часы, так как программный комплекс ПРОСТОР позволяет уплотнять время расчета между двумя последовательными состояниями ЯЭУ до 100-200 раз по процессам в активной зоне. В результате данного моделирования было устранено рассогласование между измеренными и расчетными данными, полученными из динамического расчета.

На рис.10 показано отклонение между расчетной и измеренной эффективностью отдельных групп ОР СУЗ на 40% и 75% мощности. В таблицах 4-6 помещены результаты измерений и расчетов по разным программам эффективности аварийной защиты (АЗ) на МКУ для 1-ой и 2-ой кампаний 3-го блока при отказе на падение различных отдельных ОР СУЗ. В таблицах 7-8 помещены результаты измерений и расчетов эффективности аварийной защиты (АЗ) на МКУ для 1-ой кампании 4-го блока. Данные результаты показывают хорошее качество динамического моделирования по п/к ПРОСТОР и подтверждают тезис о том, что измерения по БИК из-за указанных физических особенностей закономерно отличается от результатов статических расчетов для первых топливных загрузок.

В таблицах 9 помещены результаты измерений и расчетов эффективности аварийной защиты (АЗ) на МКУ для 22-ой кампании 2-го блока. Данный результат говорит о том, что результат расчета в статике не сильно отличается от измеренных данных. Это находит свое объяснение в том, что радиальное распределение нейтронов деления при погружении всех ОР СУЗ слабо изменяется в периферийных ТВС из-за выгоревшего топлива.

Рис. 9. Относительное отклонение в % расчетной эффективности различных групп ОР СУЗ при статическом моделировании от измеренной на 40% и 75% от номинальной мощности. 1-ая группа измерений проведена на 40% мощности, 2-ая группа - на 75%.

Табл.4. Эффективность аварийной защиты реактора, эффективность «застрявшего» ОР СУЗ (13-36) и полная эффективность АЗ

Табл. 5. Эффективность аварийной защиты реактора, эффективность «застрявшего» ОР СУЗ (11-38) и полная эффективность АЗ