Одеський національний політехнічний університет

Корінний Андрій Олексійович |

УДК 621.039.5

СТІЙКІСТЬ ПОЛЯ НЕЙТРОНІВ ПРИ ПЕРЕХІДНИХ ПРОЦЕСАХ В

АКТИВНІЙ ЗОНІ РЕАКТОРА ВВЕР-1000

Спеціальність 05.14.14 – теплові та ядерні енергоустановки

Автореферат дисертації на здобуття наукового ступеня

кандидата технічних наук

Одеса – 2003

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана в Інституті ядерних досліджень НАН України.

Науковий керівник: | Кандидат технічних наук, доцент

Недєлін Олег В’ячеславович,

Інститут ядерних досліджень НАН України,

Старший науковий співробітник відділу проблем дозиметрії ядерних реакторів

Офіційні опоненти: | доктор технічних наук, професор

Максимов Максим Віталійович,

Одеський національний політехнічний університет Міністерства освіти і науки України, професор кафедри автоматизації технологічних процесів

кандидат технічних наук,

Халімончук Володимир Адамович

Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки Державного комітету ядерного регулювання України,

начальник відділу розрахункового моделювання нейтронно фізичних процесів в ядерних установках

Провідна установа: | Національний технічний університет України “Київський політехнічний інститут” Міністерства освіти і науки України, м. Київ

Захист відбудеться “21” жовтня 2003 року о 14 годині на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 41.052.04 при Одеському національному політехнічному університеті Міністерства освіти і науки України за адресою: 65044, м.Одеса, пр.Шевченка, 1.

З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Одеського національного політехнічного університету за адресою: 65044, м.Одеса, пр.Шевченка, 1.

Автореферат розісланий “9” вересня 2003 року.

Вчений секретар

спеціалізованої вченої ради Кравченко В.П.

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Стійкість просторового розподілу нейтронів по активній зоні і зв'язана з нею стабільність поля енерговиділення є першою умовою, необхідною для забезпечення працездатності і безпеки реакторів. З ростом енергонапруги, розмірів активних зон установок просторова стійкість нейтронних полів погіршується. Динамічні рівняння, що описують поводження реактора в перехідному процесі, нелінійні і мають досить високу фазову розмірність (не менше семи – щільності потоків, температура, концентрації йоду, ксенону, прометію та ін.). Одержати рішення вдається лише, знижуючи розмірність задачі, використовуючи фізичні передумови.

У першу чергу відділяються швидкі перехідні процеси, що протікають за час порядку декількох секунд – хвилин, викликані потужністним і температурним ефектами реактивності. Керування ними, після проведених у 60-і – 80-і роки 20-го сторіччя експериментальних досліджень, виявилося здійсненне порівняно простими методами. Це зв'язано з тим, що при виконанні встановлених нормативних вимог ці процеси не знижують стійкість системи.

Незалежно від швидких розглядаються перехідні процеси з масштабом часу більше години, зв'язані зі зміною ізотопного складу активної зони. Нукліди, що утворюються у процесі вигорання ядерного палива, мають різні перерізи поглинання нейтронів, що визначає ступінь їхнього впливу на наступні процеси в реакторі. Утворення сильно поглинаючих продуктів розподілу і їхній вплив на характеристики активної зони прийнято називати отруєнням реактора, на відміну від нагромадження інших продуктів розподілу, що називають шлакуванням. З усіх відомих нуклідів 135Хе має максимальний переріз поглинання теплових нейтронів 2.610-18 см2. Переріз поглинання 149Sm також великій 510-20 см2.

У реакторах на швидких нейтронах ефекти отруєння малі і не враховуються, оскільки порівняно малі макроскопічні перерізи поглинання ксенону і самарію в області енергій швидких нейтронів у наслідок значно більш швидкого, ніж у нуклідах, що поділяються, падіння перерізів поглинання з ростом енергії і високої концентрації нуклідів, що поділяються, у швидкому реакторі. Але для теплових реакторів вони грають дуже істотну роль, а в питаннях зв'язаних з динамікою, їхній вплив один з визначальних.

Через те, що період напіврозпаду прометію, основного джерела самарію, більш ніж у 7 разів перевищує аналогічну величину для йоду, основного джерела ксенону, самарієвий і ксеноновий перехідні процеси теж сильно рознесені у часі. При умовах характерних для реакторів типу ВВЕР-1000, Ф=51013 нейтр./(см2с), після пуску реактора для досягнення 0.99 рівноважної концентрації ксенону потрібно близько 0.5 доби, а для досягнення 0.99 рівноважної концентрації самарію потрібно близько 18 діб. Крім того, амплітуда ксенонового процесу у водо-водяних реакторах у багато разів вище, ніж самарієвого. Самарієві процеси практично порівнянні по масштабу часу і швидкості впливу на реактивність із процесом вигорання ядерного палива і не роблять впливу на стабільність енергорозподілу реактора. Ці причини дозволяють розглядати ксенонові перехідні процеси окремо від самарієвих і незалежно від процесу вигорання палива.

Актуальність теми. Задача забезпечення стійкості нейтронних полів, стабільності енергорозподілу в активних зонах енергетичних реакторів виникає у зв'язку з тим, що поряд із швидкими негативними ефектами реактивності, які роблять стабілізуючий вплив, будь-яка зміна стану активної зони викликає відносно повільні ксенонові перехідні процеси, що мають характер позитивного, дестабілізуючого зворотного зв’язку. Багаторазові перерозподіли енерговиділення, що відбуваються в цей час, можуть приводити до зниження надійності паливних елементів у результаті циклічних навантажень, чи до виникнення кризи теплообміну на окремих ділянках твелів.

З нагромадженням досвіду експлуатації ВВЕР, підвищенням ефективності використання ядерного палива, росте глибина вигорання палива, як того, що вивантажують, так і того яке знаходиться в реакторі. Разом з цим знижується стійкість нейтронних полів, ростуть вимоги до якості керування енерговиділенням. Крім того, задача забезпечення стабільної поведінки енергорозподілу є одною зі складових проблеми адаптації ВВЕР-1000 до роботи у маневровому режимі.

Штатний алгоритм регулювання енергорозподілу є достатньо ефективним при пригніченні відносно невеликих коливань, що виникають “спонтанно”. У випадку розвинутих коливань, які виникають у результаті керування реактором, ефективність штатного алгоритму різко знижується. Хоча, принципово, стабільний стан досягається, але для цього потрібна велика кількість часу (доба і більше). На протязі цього часу потужність паливних елементів коливається з великою амплітудою. При цьому, відсутня можливість моделювання величин регулюючих впливів і прогнозування результатів регулювання. Існуюча модель не дозволяє знаходити оптимальний спосіб керування. Тому разом з ростом економічної ефективності роботи реакторів повинні розроблятися спеціальні алгоритми керування енерговиділенням.

Зв’язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Матеріали, які увійшли у дисертаційну роботу, були отримані у ході виконання робіт з технічного супроводу експлуатації АЕС України, виконання “Угоди про співробітництво у галузі модернізації процесів керування ВВЕР-1000 між РНЦ “Курчатовський інститут” і Хмельницької АЕС”. Робота тематично зв'язана з “Програмою розвитку НАЕК “Енергоатом” до 2005 р.”, яка передбачає комплексне впровадження заходів щодо підвищення безпеки, надійності й економічності виробництва енергії.

Мета і задачі дослідження. Метою дисертаційної роботи було забезпечення стабільної поведінки поля енерговиділення ВВЕР-1000, мінімізація коливань під час протікання ксенонових перехідних процесів. Головною задачею дослідження була розробка і вдосконалення моделі керування, спрямованої на підвищення рівня ефективності експлуатації ядерного палива. Для цього треба було:

1. Дослідити ксенонові процеси, що протікають у ВВЕР-1000, проаналізувати системи і методи керування ядерним реактором у різних режимах експлуатації, вибрати метод розв’язання задачі керування енерговиділенням;

2. Розробити алгоритм підтримки стабільності енергорозподілу в активній зоні ВВЕР–1000 при ксенонових перехідних процесах у широкому енергетичному діапазоні;

3. Розвинути двокрапкову концепцію реактора;

4. Оцінити вплив режиму роботи реактора на ефективність паливних циклів.

Об’єкт дослідження – внутрішньореакторні процеси.

Предмет дослідження – процеси перерозподілу просторово залежних нейтронно-фізичних характеристик ядерних реакторів під час ксенонових перехідних процесів.

Методи дослідження: методи теорії оптимальних процесів, аналітичні методи динаміки реакторів, методи теорії збурення, комп’ютерне моделювання перехідних процесів, евристичні методи дослідження повільних перехідних процесів при експлуатації діючого обладнання.

Наукова новизна отриманих результатів.

1. Уперше розроблений алгоритм керування розподілом поля нейтронів в активній зоні реактора ВВЕР–1000, заснований на збереженні аксіального офсету енерговиділення поблизу його значення заданого перед початком маневру.

2. Удосконалено “двокрапкову” концепцію ядерного реактора: уперше розроблено аналітичну модель керування енерговиділенням водо-водяного реактора під час перехідних процесів на 135Xe, яка відрізняється можливістю прогнозувати керуючі впливи.

3. Дістали подальший розвиток підходи до оптимізації паливних циклів ВВЕР–1000.

Обґрунтованість і достовірність отриманих результатів підтверджується використанням сучасних, добре апробованих комп’ютерних кодів, використанням суворого математичного апарату при проведенні аналітичних викладок. Основні результати підтверджені експериментально і практикою експлуатації АЕС з реакторами ВВЕР-1000. Всі наведені в дисертаційної роботі результати не суперечать відомим фізичним законам.

Наукове значення роботи полягає у зміні підходу до регулювання перехідного процесу. Наступні коливання, в першу чергу, мінімізуються шляхом оптимізації попереднього процесу маневру, якій викликає ці коливання. Такій підхід може бути використаний всіма типами фізично великих енергетичних реакторів під тиском. Запропоновані підходи до аналізу ефективності паливовикористання у разі застосування незалежно від ксенонової задачі допомагають розв’язувати задачі оптимізації паливних циклів АЕС.

Практичне значення отриманих результатів. Розроблено алгоритм керування полем енерговиділення в активній зоні реактора ВВЕР–1000 при перехідних процесах. Алгоритм увійшов в експлуатаційну документацію АЕС з реакторами ВВЕР–1000.

Оптимізація керування реактором забезпечує можливість підвищувати безпеку експлуатації ядерного палива та економічні характеристики паливних циклів АЕС. Розроблені для енергоблоків з реакторами ВВЕР–1000 стратегії паливних перевантажень дозволяють скорочувати витрати на свіже паливо і, відповідно, на поводження з відпрацьованим ядерним паливом. Розроблений алгоритм використаний Хмельницькою АЕС. Основні результати представлені у звітах “Про експлуатацію паливного завантаження на першому енергоблоці Хмельницької АЕС”, складених за результатами 8-14 кампаній, “Альбомах нейтронно-фізичних характеристик паливного завантаження 1-го блоку Хмельницької АЕС” (№1.ЯБ.1300.ИЭ-95 - №1.ЯБ.1300.ИЭ-02), для 8-15 кампаній.

Особистий внесок здобувача. При одержанні результатів, приведених у дисертації, автор брав ведучу участь на всіх етапах роботи: у постановці задач і виборі методів їхнього рішення 1-9, виконанні необхідних інженерних розробок 1,4,8, одержанні теоретичних і експериментальних даних 1,2,4, та виконанні числових розрахунків 1-6,8,9, аналізі отриманих результатів, підготовці рукописів статей до публікації 1-9. Автор брав ведучу участь у розробці стратегії оптимізації керування перехідними процесами 1-4, виконував підготовку графіків керуючих впливів 1,3,4. Брав участь у зборі, обробці й аналізі експериментальних даних 1,4. З метою обґрунтування методу підвищення стабільності нейтронних полів реактора розробив основні положення аналітичної одногрупової дифузійної моделі керування 2. Виконав адаптацію цієї моделі до основних модифікацій алгоритму керування при довільних графіках несення навантаження 3. Брав участь у розробці форматів представлення алгоритму при експлуатації діючих АЕС 1. Проаналізував вплив ефекту підвищення стабільності полів нейтронів на паливні цикли реакторів ВВЕР-1000 5-8.

Апробація роботи. Основні результати дисертаційної роботи доповідалися та обговорювалися на міжнародному семінарі “Проблеми і перспективи впровадження удосконаленого ядерного палива з цирконієвими конструкційними елементами (УТВЗ) на АЕС України” (м. Москва, 26-28 травня 1998), міжнародної конференції УкрЯТ “Поводження з відпрацьованим ядерним паливом” (м. Київ, 19– 20 вересня 2000), міжнародному семінарі “Питання експлуатації палива ВВЕР” (м. Кузнецовськ, 22-26 січня 2001), конференції “Культура безпеки” (м. Енергодар, 19-20 квітня 2001), міжнародному семінарі “Питання паливовикористання на реакторах типу ВВЕР” (м. Москва, 26-28 вересня 2001), секції вченої ради Інституту ядерних досліджень (м. Київ, 17 квіт. 2002), наукових конференціях Інституту ядерних досліджень (м. Київ, 2001, 2002), міжнародному семінарі “Вдосконалення палива ВВЕР-1000” (м. Електросталь, 24-26 квітня 2002), наукових семінарах кафедри АЕС і ІТФ НТУУ “Київський політехнічний інститут”, науковому семінарі кафедри АЕС Одеського національного політехнічного університету (м. Одеса, 22 травня 2003).

Публікації. Матеріали, наведені у дисертаційній роботі, містяться у 9 публікаціях, із них 4 в виданнях що входять до переліку ВАК Україні, 2 публікації в провідних російських виданнях. Список публікацій приведений наприкінці автореферату.

Структура й обсяг дисертації. Дисертаційна робота складається з вступу, чотирьох розділів, висновків і додатків. Робота викладена на 144 сторінках машинописного тексту включаючи 29 рисунків, 4 таблиці, список використаних джерел із 102 найменувань на 10 сторінках, 2 додатка на 3 сторінках.

ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі обґрунтована актуальність теми роботи і показаний її зв'язок із науковими програмами, планами, темами; сформульовані мета і задачі дослідження; показана наукова новизна отриманих результатів і їхнє практичне значення.

Перший розділ містить аналіз ксенонових перехідних процесів ВВЕР-1000 і сучасних методів керування полем енерговиділення в активних зонах енергетичних реакторів.

На початку розділу описані основні особливості виникнення перехідних процесів на 135Хе. Показано, що сучасні енергетичні реактори не мають властивості стійкості розподілу потоку нейтронів і його функціоналів стосовно цих процесів. Використання автоматичних регуляторів дозволяє забезпечувати стабільність реактора у стаціонарному режимі роботи. При перехідних процесах використання таких регуляторів у ВВЕР-1000 не ефективно тому що вимагає розміщення великого числа органів регулювання у кожній з регульованих зон, не передбаченого проектом.

Розглянуто методи теорії оптимальних процесів, що застосовувалися для створення алгоритмів керування різних типів реакторів. Відзначено високий ступінь абстрактності підходу, неможливість прямого використання рівнянь стану (через нелінійність), звичайне використання необґрунтованих гіпотез, примітивних моделей і, як результат, - суб'єктивізм оптимального керування. До слабких сторін теорії відноситься й одержання керувань, які не можуть бути технічно реалізовані.

Проаналізовано штатний алгоритм регулювання поля енерговиділення в активній зоні реактору. Обґрунтовано необхідність розвитку алгоритмів регулювання енерговиділення ВВЕР-1000. Описані властивості розподілу енерговиділення під час ксенонових перехідних процесів в реакторі ВВЕР-1000, та головна характеристика цього розподілу – аксіальний офсет:

,

де Q1, Q2 - потужність нижньої и верхньої половин АКЗ, Q=Q1+Q2 .

Далі розглянуті основні напрямки модернізації алгоритмів керування ВВЕР-1000: використання офсет-офсетних фазових діаграм, метод цуга, метод просторової локалізації ксенонових процесів, керування шляхом підтримки рівноважного аксіального офсету, алгоритми керування, розроблені для Ростовської АЕС.

Завершує розділ постановка основних задач дисертаційної роботи, що випливають із проведеного у цьому розділі аналізу сучасного стану проблеми.

Другий розділ присвячений аналізу і розвитку методу рішення задачі регулювання енерговиділення у перехідних процесах. У ньому міститься узагальнення накопичених розрахункових даних і експлуатаційного досвіду.

Виконано аналіз процесів контролю і керування реактором ВВЕР-1000, у тому числі доступних засобів регулювання і контрольованих параметрів перехідних процесів. Визначено пріоритетні напрямки рішення оптимізаційної задачі. Встановлено, що головною регульованою величиною є аксіальний офсет розподілу енерговиділення. Показано, що задача регулювання енергорозподілу може бути зведена до підтримки потужності кожної з половин активної зони.

Проаналізовано властивості застосовуваних для ВВЕР програм-імітаторів перехідних процесів. Досліджено питання про можливість застосування алгоритмів розроблених для PWR до ВВЕР. Проведено розрахунковий аналіз удосконалених алгоритмів ВВЕР-1000. Встановлено, що поряд з алгоритмами пригнічення ксенонових коливань існує необхідність розвивати методи керування реактором, що забезпечують мінімізацію виникаючих коливань.

Сформульовано основний принцип методу підтримки заданого аксіального офсету. Як результат оптимального керування, обґрунтовано виникнення мінімальних змін офсету, під час маневрів і перехідних процесів при складному графіку теплового навантаження реактора.

При роботі реакторної установки у стаціонарному режимі, аж до моменту часу t1, аксіальний офсет є функцією параметрів стану активної зони (“стан 1”)

1АО = f (t1,1Q; 1Tвх; 1Н10; 1Н5; ...),

де: 1Q - теплова потужність установки у “стані 1”; 1Tвх - відповідна температура теплоносія на вході в активну зону; 1Н10 - положення групи №10 (робочої) органів регулювання; 1Н5 – положення групи № 5.

У момент часу t1 реактор починає перехід у стаціонарний “стан 2”, який характеризується параметрами 2Q, 2Tвх, 2Н10, 2Н5, ... з відповідним аксіальним офсетом

2АО = f (t2,2Q; 2Tвх; 2Н10; 2Н5; ...),

де t2 – момент часу, у який буде досягнуто нового стаціонарного стану.

На підставі отриманих даних стверджується, що при виконанні рівності 1АО=2АО, перехідний процес буде протікати з мінімальними коливаннями енергорозподілу. Тривалість перехідного процесу t2 - t1 не має значення. Таким чином, задача зводиться до рівняння

f (1Q, 1Tвх, 1Н10, 1Н5, ...) = f (2Q, 2Tвх, 2Н10, 2Н5, ...) | (1)

щодо невідомих 2Н10, 2Н5.

У разі потреби реалізувати складний графік зміни теплової потужності реакторної установки, з послідовними переходами між рівнями 1Q, ..., nQ, виконання рівності

f (1Q, 1Tвх, 1Н10, 1Н5, ...) = f (2Q, 2Tвх, 2Н10, 2Н5, ...) = ...

... = f (n, nTвх, nН10, nН5, ...) | (2)

забезпечує мінімізацію коливань аксіального офсету, як під час роботи по цьому графіку, так і надалі. При цьому тривалість часу роботи реактора між переходами на різні рівні потужності не грає ніякої ролі, тобто відсутня необхідність очікування закінчення процесу перерозподілу 135Xe по всьому об’єму активної зони. Принцип, виражений рівняннями (1) і (2) характеризує суть методу підтримки заданого аксіального офсету.

Третій розділ присвячений розробці методу підтримки заданого аксіального офсету. Виконано розрахункове і теоретичне обґрунтування методу, досліджена область, в якій можна застосовувати розроблений алгоритм керування полем енерговиділення реактора, підготовлені модифікації алгоритму, досліджений вплив методу на параметри безпеки реакторної установки.

Розрахунковим шляхом виконана перевірка твердження про мінімізацію коливань аксіального офсету у перехідних процесах, коли виконується рівність

1АО = 2АО = 3АО = ... = nАО.

Рівняння (1) і (2) розв’язувалися числовим методом підстановки з використанням програми БІПР–7А. Використовувалися вихідні дані для різних моментів експлуатації 8–12 паливних завантажень енергоблоку № 1 Хмельницької АЕС.

Рішення рівняння (2) для випадку складного маневру потужністю в інтервалі від 100% до 38% Qном у момент часу відповідний 100 еф. добам кампанії №8 блоку №1 Хмельницької АЕС, приведене на рис.1. Відхилення аксіального офсету від заданого, при перехідному процесі, в абсолютних значеннях не перевищували 2%. Для порівняння, якщо при такому маневрі не робити керуючі впливи механічними органами, відхилення аксіального офсету від заданого, при перехідному процесі, в абсолютних значеннях перевищують 35%.

Викладений принцип керування застосовувався на протязі 8–15 паливних завантажень блоку №1 Хмельницької АЕС. При розгляді режимів роботи реакторної установки використовувалися наступні додаткові умови:

а) залежність припустимих положень груп органів регулювання від потужності при керуванні аксіальним офсетом визначається технологічним регламентом;

б) у стаціонарному режимі, для кожного моменту кампанії концентрація інтегрального поглинача визначається набором параметрів Q, Н10, Н5;

в) у стаціонарному режимі Твх визначається потужністю Q;

г) витрата теплоносія через активну зону постійна.

Рис.1. Імітація перехідного процесу довільної складності.

Таким чином, для кожного моменту кампанії число незалежних параметрів при рішенні рівняння (1) обмежувалося потужністю реактора Q і положенням груп органів регулювання Н10, Н5. Рішення представляється так, як це показано на рис.2. Представлене на цьому рисунку рішення також відповідає 100 еф. добам кампанії №8 блоку №1 Хмельницької АЕС.

Рис.2. Положення груп №5 і №10 яке забезпечує мінімальні зміни аксіального офсету при змінах потужності реактора.

Діапазон рівнів потужності, для яких існує дійсне рішення, визначається умовою (а). Вид залежності взаємного розташування органів регулювання (див. рис.2) також визначається умовою (а) і, відповідно до проведених розрахунків, якісно однаковий для будь-якого моменту з розглянутих кампаній енергоблоку. Таким чином, стає можливим заздалегідь визначати потрібне положення органів регулювання при перехідних процесах у залежності від рівня потужності реактора і тривалості експлуатації паливного завантаження.

Концепція одногрупової двокрапкової моделі реактора стосовно до ВВЕР-1000 була відома ще на початку 90 р.р. Однак рівень її розроблення дозволяв вивчати перехідні процеси якісно, визначаючи в основному типи поводження реактора і наявність окремих рішень. Відмовившись від складання основної системи рівнянь з використанням методу відхилень поточного аксіального офсету від рівноважного, шляхом інтегральних перетворень вдалося в одногруповому наближенні одержати рівняння

,

,

де , Vi, Si- об’єми і поверхні верхньої і нижньої половин активної зони, а – гомогенізований макропереріз поглинання нейтронів, - вихід нейтронів на акт розподілу.

Продемонстровано можливість створення такої моделі для більшого числа енергетичних груп. Побудована модель дозволила теоретично обґрунтувати метод підтримки заданого аксіального офсету. При цьому вона дала нову інтерпретацію окремим характеристикам методу, яку раніше неможливо було зробити. Двокрапкова модель забезпечила можливість кількісно прогнозувати регулюючі впливи. Для розвитку моделі на область складних перехідних процесів було зроблено два припущення, підтверджених шляхом розрахункового моделювання.

Якщо залежність аксіального офсету і Q від положень груп і потужності реактора у вихідному, необов'язково стаціонарному стані описується функціями АО(Q), АО(Н10), АО(Н5), Q(Н10), Q(Н5), то перехід повинний бути здійснений таким чином, щоб виконувалися рівності

,

,

1Q, 2Q – початковий і кінцевий рівні потужності, між якими відбувається перехід. Таким чином, для моменту переходу, можна побудувати систему з двох рівнянь, що розв’язується за допомогою залежностей одержуваних розрахунковим шляхом.

Друга гіпотеза відноситься до розгляду випадків ряду послідовних переходів між різними рівнями потужності 1Q,…,nQ... Кожен наступний перехід відбувається тоді, коли не закінчився перехідної процес, викликаний попередніми переходами. Враховуючи, що при роботі по методу підтримки заданого аксіального офсету, зміни аксіального офсету під час процесу і під час переходів малі, зміна концентрації ксенону в активній зоні відбувається досить рівномірно. Припустимо, що в цьому випадку послідовні переходи мають властивість адитивності, тобто реактивності, після кожного переходу внесені органами регулювання у будь-яку половину активної зони, складаються по рекурентному законі. А саме, реактивність , внесена в половину активної зони групою органів регулювання після здійснення чергового переходу k під час роботи на постійній потужності, дорівнює сумі реактивностей перша з яких викликана зміною положення групи органів регулювання, яка компенсує перерозподіл 135Хе і розраховується по двокрапкової моделі для останнього переходу так, ніби він походив зі стаціонарного стану. Друга складова суми дорівнює різниці між реактивностями для поточного моменту часу і для часу останнього переходу , обумовленими всіма переходами крім одного останнього:

.

Тоді підсумкове положення органів регулювання у будь-який момент часу t може бути отримане з результатів розрахунку H5(iQ; i+1Q; t-ti) по двокрапковій моделі кожного конкретного переходу з iQ на i+1Q:

,

де n-1 повне число змін потужності, виконаних від початкового стаціонарного стану до моменту часу t. Такий підхід дає можливість вибирати графік руху органів регулювання, що забезпечує оптимальне керування, як повною інтегральною потужністю реактора, так і аксіальним розподілом поля енерговиділення під час ксенонових перехідних процесів.

При роботі в режимі щоденних маневрів використання рідинної системи регулювання для маневрів стає неприйнятним, оскільки її робота приводить до створення значної кількості рідких радіоактивних відходив. Тому розвиток двокрапкової моделі, насамперед, було спрямовано на керування з використанням тільки механічних органів. Проведено імітацію перехідного процесу по попередньо розрахованих положеннях груп органів регулювання. За допомогою програми ІР (імітатор реактора), розробленою РНЦ “Курчатовський інститут”, імітувалося розвантаження із 100 до 80% Qном, без зміни концентрації рідкого поглинача у теплоносії, наприкінці кампанії. Результати імітації приведені на рис.3, 4.

Моделювання керування проводилося протягом 24 годин з початку розвантаження, потім припинено для визначення залишкових ефектів. На рис.4 для демонстрації нестабільності обраного стану реактора, масштабу коливань, показана (лінія АО*) зміна аксіального офсету після подібного розвантаження з використанням тільки рідинного регулювання. На відміну від АО*, коливання АО сходяться, область притяжіння збурень збільшується, і в цьому смислі асимптотична стійкість у великому реактора “зростає”.

Рис.3. Зміни потужності і положення органів регулювання |

Рис.4. Зміни аксіального офсету у ході процесу

Обрано графік навантаження, типовий для енергоблоку працюючого у маневреному режимі. З використанням двокрапкової моделі побудовано графік переміщення груп органів регулювання для заданого маневру без зміни концентрації бора у теплоносії. По цьому графіку за допомогою програми ІР проведена імітація процесу. При розрахунку було проведено перегрупування органів регулювання – група №5 складена з 7 органів, до чотирьох штатних додані 3 симетричні їм у секторі 60. Результати розрахункової імітації перехідного процесу, що протікає наприкінці завантаження, приведені на рис.5, 6. Наприкінці процесу, для пригнічення залишкових коливань і забезпечення повернення груп у вихідний стан, їхні положення визначалися з урахуванням поправок. Величина поправок не перевищувала 1%.

Рис.5. Зміни потужності і положення органів регулювання під час керування процесом. |

Рис.6. Зміни характеристик енерговиділення під час перехідного процесу.

Крім поточного значення аксіального офсету, при експлуатації контролюються потужності окремих ТВЗ і енергорозподіл по шарам ТВЗ. На рис.6 приведені графіки змін максимальних значень цих величин. У ході всього перехідного процесу максимальна потужність ТВЗ (Nmax) збільшувалася на величину не більш 0.5 МВт, максимальне значення коефіцієнта нерівномірності по об’єму (Kv) – не більше ніж на 0.1, відхилення аксіального офсету від заданого – не більше ніж на 4%. Жоден з цих параметрів не перевищив встановлених обмежень.

Проведено розрахунки, що імітують ксеноновий перехідний процес у різні моменти паливних кампаній блоку №1 Хмельницької АЕС. Розглянуто варіанти розвантаження реактора до різних рівнів потужності і підвищення навантаження з різних рівнів потужності до номінального з одночасною зміною положення груп органів регулювання по описаному методу, що забезпечує зменшення виникаючих коливань енергорозподілу, аналізувалась їх амплітуда.

Виявлено істотне зростання амплітуди коливань аксіального офсету при розвантаженнях нижче 50%Qном, у наслідку того, що алгоритм підтримки заданого аксіального офсету є наближеним рішенням задачі керування перехідним процесом і умови цього наближення вносять додаткові обмеження на ширину діапазону зміни потужності.

Досліджено вплив занурення груп органів регулювання на ефективність аварійного захисту реактора. З використанням програми БІПР-7А, обраховано завантаження реалізовані на блоці №1 Хмельницької АЕС. Порівнювалися значення ефективностей аварійного захисту для вихідних станів, у першому з яких всі органи регулювання знаходяться вгорі, крім робочої групи, що знаходиться на висоті 80% від низу активної зони, а у другому – усі органі регулювання знаходяться вгорі, крім груп №5 і №10, цілком занурених в активну зону. Розрахунок проводився для початку і кінця кожного із завантажень, ефективність аварійного захисту визначалася з врахуванням застрягання у крайньому верхньому положенні максимально ефективного органа регулювання, що визначався окремо для кожного стану.

Встановлено, що ефективність аварійного захисту у випадках із двома цілком зануреними групами завжди нижче, ніж у випадках з витягнутими. Її середнє відносне зменшення монотонно залежить від рівня потужності вихідного стану. Якої-небудь залежності цього зменшення від тривалості кампанії, глибини зниження витоку нейтронів, кількості ТВЗ використовуваних на 4 рік експлуатації, їхнього розміщення під органами регулювання, замічено не було. Зменшення ефективності аварійного захисту досить невелике – у жодному з розглянутих випадків не було порушено встановлене обмеження по цьому параметрі. Таким чином, показано, що завантаження, які реалізуються у даний час, цілком можуть забезпечувати необхідну ефективність аварійного захисту при двох згаданих групах органів регулювання занурених в активну зону на будь-яку глибину, що може перевірятися для кожного завантаження при його обґрунтуванні. Використання запропонованого алгоритму керування енерговиділенням веде не до зменшення ефективності аварійного захисту, а навпаки, до збільшення жорсткості вимог до мінімальної припустимої, його ефективності, тобто не знижує раніше закладений консерватизм.

Досліджено вплив положення груп органів при керуванні по методу підтримки заданого аксіального офсету на нерівномірність енргорозподілу в активній зоні. Відповідно до проекту, значення Kv, не повинні збільшуватися більш ніж на 12%. Розрахунковим шляхом установлено, що при керуванні без участі рідинної системи максимальне відносне збільшення Kv за весь час процесу склало близько 6%. Відносне збільшення Kq також невелике, воно в три рази менше відносної зміни потужності, при цьому Kq повертається до вихідного значення, відразу після виходу на номінальний рівень потужності.

Четвертий розділ містить дослідження впливу режиму роботи реактора на ефективність паливного циклу. У роботах РНЦ “Курчатовський інститут” встановлено, що робота реактора в режимі глибоких вигорань ТВЗ, висуває тверді вимоги до якості методів регулювання реактора. Наявний штатний алгоритм цим вимогам не задовольняє. Перехід до високих глибин вигорання, без удосконалення алгоритмів регулювання реактора, приводить до зниження показників надійності палива. Позитивний вплив, який здійснює на безпеку АЕС використання алгоритму підтримки заданого аксіального офсету, дозволяє одержувати додатковий економічний ефект. Цей ефект присутній при будь-якому режимі роботи реактора.

Вартість ТВЗ у процесі експлуатації змінюється від Ц0 - вартості свіжої ТВЗ, до 0 - вартості ТВЗ на момент вивантаження із активної зони. Відповідно глибина вигорання міняється від 0 до Евиг . Кількість теплової енергії отриманої з цієї ТВЗ дорівнює МЕвиг. Якщо не розглядати вартість ПС СУЗ і СВП, що змінюється незалежно від вартості ТВЗ, то частина паливної складової собівартості одиниці енергії, виробленої за весь термін служби реактора, обумовлена тільки ТВЗ, дорівнює:

,

де: N – загальна кількість ТВЗ використаних за весь термін служби реактора, T – кількість типів ТВЗ які можуть використовуватись у даному реакторі, Pi – кількість ТВЗ типу i використаних у реакторі за весь термін служби, pi=Pi/N – відносна кількість ТВЗ типу i використаних у реакторі за весь термін служби, Ц0,k - початкова вартість k–й ТВЗ, Ц0,i - вартість свіжої ТВЗ типу i.

Це означає, що будь-які напрямки модернізації активної зони, зв'язані з використанням нових типів ТВЗ, удосконаленням компонувань чи режимів експлуатації ТВЗ, тільки в тому випадку мають позитивний ефект, через економію ядерного палива, якщо вони приводять або до збільшення відносної частки pi типів ТВЗ із меншими , або просто до збільшення . Крім того, існує зв'язок між ефективністю паливовикористання і поводженням з відпрацьованим ядерним паливом, а саме: у наслідок збільшення , зменшується кількість відпрацьованого палива на одиницю виробленої енергії.

Було проведено розрахункове моделювання переходів із проектного трирічного паливного циклу з щорічним підживленням 54-55 ТВЗ до різних варіантів стаціонарних циклів з підживленням 48 і 42 ТВЗ, використанням у стаціонарі 18 і 36 ТВЗ на четвертий рік і установкою 12-18 ТВЗ четвертого року на периферії активної зони. У якості вихідного обране п’яте (проектне) завантаження блоку 1 Хмельницької АЕС.

Згідно отриманим даним збільшення глибини вигорання ТВЗ у циклі без зміни типу палива може досягати 7-8% стосовно проекту. А у випадку використання оптимізації тривалості завантажень за допомогою режиму часткового використання відємних ефектів реактивності це збільшення досягає 9%. Використання алгоритму підтримки заданого аксіального офсету забезпечує можливість безпечного збільшення глибини вигорання ядерного палива.

Керування енерговиділенням є однією із задач забезпечення безпеки та якості, а також економічною проблемою підвищення ефективності паливовикористання і використання встановленого рівня потужності, економічності роботи АЕС. Крім того, вона є одною із двох основних складових проблеми адаптації енергоблоків ВВЕР-1000 для роботи у маневровому режимі. При роботі у маневровому режимі ефект складається зі збільшення різниці між ринковою вартістю та собівартістю енергії, що виробляється АЕС (20%), а також забезпечення можливості зниження паливної складової її собівартості на 7-9%. У базовому режимі ефект складається з такого ж забезпечення можливості зниження паливної складової собівартості енергії на 7-9%, підвищення надійності ядерного палива, що дає ще 1-2% економії у паливній складовій, а також невеликого підвищення коефіцієнту використання встановленої потужності “того що збільшує” ефективний термін служби енергоблоку приблизно на 6 годин у рік.

Розроблено підходи дозволяючи істотно спрощувати процес вивчення економіки роботи енергетичних реакторів, які мають високу ефективність, легко розповсюджувані на будь-які режими не зв'язані безпосередньо з маневрами реактора.

У висновках сформульовані основні результати дисертації.

ВИСНОВКИ

У дисертації запропоноване нове рішення наукової задачі, що полягає в підвищенні стійкості поля нейтронів при ксенонових перехідних процесах у реакторах ВВЕР-1000. Задача зв'язана з пошуком раціональних методів керування ЕЯР і створенням методики нейтронно-фізичного розрахунку запропонованого методу, застосування якого дозволить підвищити безпеку й економічну ефективність використання ядерного палива на АЕС. Використання методу підтримки заданого аксіального офсету дозволить підвищити КВВП енергоблоків працюючих у базовому режимі, а також значно спростити проблему адаптації енергоблоків ВВЕР-1000 для роботи в маневреному режимі.

За результатами виконаної роботи можна сформулювати наступні висновки:

1. Досліджено ксенонові процеси, що протікають у ВВЕР-1000, проаналізовано системи і методи керування ядерним реактором, досвідним шляхом виявлений метод керування енерговиділенням заснований на підтримці заданого аксіального офсету. Проведено розрахунково-експериментальне дослідження методу в широкому діапазоні характеристик реактора (, початок і кінець різних кампаній) і типів маневрів.

2. Розроблено алгоритм підтримки стабільності енергорозподілу в активній зоні ВВЕР–1000 у широкому енергетичному діапазоні. Отримано кілька варіантів алгоритму, що враховують можливу необхідність розширення діапазону рівнів потужності, скорочення кількості рідких радіоактивних відходів.

3. Уперше виконане розрахункове дослідження поводження реактора при його керуванні по алгоритму підтримки заданого аксіального офсету тільки механічними органами регулювання, без використання борного регулювання. Встановлено, що при такому підході вдається практично цілком уникнути водообмінів і, тим самим, знизити кількість радіоактивних відходів, які накопичуються. Діапазон доступних рівнів потужності при такому керуванні звужується в три рази і без залучення додаткових органів регулювання складає . Цього діапазону досить, щоб використовувати алгоритм підтримки заданого аксіального офсету при адаптації ВВЕР-1000 для роботи у маневреному режимі.

4. Розвинуто двокрапкову концепцію реактора. Вперше розроблено аналітичну модель, яка забезпечила можливість кількісно прогнозувати керуючі впливи. У випадку, якщо керування проводиться без використання рідинної системи, модель дозволяє заздалегідь вибирати графік руху механічних органів, якій забезпечує незначні коливання, як повної потужності реактора, так і аксіального розподілу поля енерговиділення.

5. Вперше розроблене теоретичне обґрунтування методу підтримки заданого аксіального офсету у рамках одногрупової “двокрапкової моделі”. Продемонстровано можливість створення такої моделі для більшого числа енергетичних груп.

6. Оцінено вплив режиму роботи реактора на ефективність паливних циклів. Розроблено методи дослідження економіки паливних циклів, що можуть бути поширені на режими не зв'язані безпосередньо з маневрами, мають самостійне практичне застосування. Ефект від впровадження алгоритму підтримки заданого аксіального офсету залежить від режиму роботи реактора. У базовому режимі алгоритм забезпечує можливість заощаджувати до 10% величини паливної складової собівартості енергії. При переході до роботи у маневреному режимі ефект від використання алгоритму може зрости більш ніж до 20% ринкової вартості енергії, що відпускається.

СПИСОК ПУБЛІКАЦІЙ ПО ТЕМІ ДИСЕРТАЦІЇ

1. Коренной А.А., Титов С.Н., Неделин О.В., Литус В.А. Управление аксиальным распределением поля энерговыделения в активной зоне реактора ВВЭР–1000 при переходных процессах // Атомная энергия. –2000. –Т.88. -Вып.4. -с.252-257.

2. Коренной А.А., Неделин О.В. Модель управления аксиальным распределением энерговыделения ядерного реактора с физически большой активной зоной // Вопр. атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. –2001. -Вып.3. -с.15-22.

3. Коренной А.А. Метод повышения устойчивости нейтронного поля в физически большом легководном энергетическом реакторе под давлением // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. –2002. -№2(8). -с.89-96.

4. Коренной А.А. Совершенствование метода управления полем энерговыделения в активной зоне серийного ВВЭР-1000 при переходных процессах // Новини енергетики. –2001. -№3. -с.34–37.

5. Коренной А.А., Порало Г.И., Шумкова Н.Ю., Лешкевич М.П. Планирование и разработка оптимальных топливных циклов ВВЭР-1000 // Новини енергетики. -2002. -№6. –с.49-52.

6. Коренной А.А., Фридман Н.А. Разработка критериев эффективности эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР-1000 // Енергетика: економіка, технології, екологія. –2002. -№1. -с.32-35.

7. Коренной А.А., Фридман Н.А. Совершенствование критериев эффективности эксплуатации топливных загрузок реакторов ВВЭР-1000 // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. –2002. -№2(8). -с.85-88.

8. Коренной А.А. Использование отрицательных эффектов реактивности для повышения эффективности работы энергоблоков ВВЭР-1000 и глубины выгорания отработанного ядерного топлива // Сборник докл. междунар. конф. УкрЯО “Обращение с отработанным ядерным топливом”. –К.: Знання України. -2000. -с.299-304.

9. Коренной А.А. Совершенствование методов управления распределением энерговыделения в активной зоне реактора ВВЭР-1000 // Сборник материалов 5-й конф. УкрЯО “Молодежь – ядерной энергетике”. –Энергодар: ЗАЭС. -2001. -с.51-55.

Корінний А.О. Стійкість поля нейтронів при перехідних процесах в активній зоні реактора ВВЕР-1000. – Рукопис.

Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук за спеціальністю 05.14.14 – теплові та ядерні енергоустановки. – Інститут ядерних досліджень НАН України, Київ, 2003.

Дисертація присвячена задачі підвищення стабільності енергорозподілу у енергетичному ядерному реакторі ВВЕР-1000, під час ксенонових перехідних процесів. Проведені теоретичні та експериментальні дослідження, а також нейтронно-фізичні розрахунки, ті що моделюють перехідні процеси. Розроблено метод керування оснований на оптимізації перехідного процесу шляхом підтримки заданого аксіального офсету. Базовий варіант забезпечує можливість керування аксіальним офсетом у широкому діапазоні змін станів реактора і цілком задовольняє проектним обмеженням ВВЕР-1000/В-320. Модифікації дозволяють розширити діапазон станів, що регулюються чи мінімізувати водообмін. У рамках одногрупової “двокрапкової моделі” розроблене теоретичне обґрунтування методу. Модель забезпечує можливість кількісно прогнозувати керуючі впливи при проведенні маневрів. Досліджено аспекти, зв'язані із впливом алгоритму на економічність і безпеку технологічного процесу виробництва енергії на АЕС.

Ключові слова: ядерний енергетичний реактор, нейтронно-фізичний розрахунок, аксіальний офсет.

Korinny A. The neutron field stability at VVER-1000 reactor core transients. - Manuscript.

Thesis for a scientific degree of technical sciences by speciality 05.14.14 - thermal and nuclear power plants. - Institute of nuclear researches NAS of Ukraine, Kyiv, 2003.

The dissertation is devoted to a task of VVER-1000 nuclear reactor power distribution stability increasing during the xenon transients. Theoretical and experimental researches and transients simulating neutron-physics calculations are maid. The control method based on transient optimization by the given axial offset maintenance is developed.