ОБОСНОВАНИЕ ПОВЫШЕНИЯ ТЕХНИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ ВВЭР С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ НЕЙТРОННо-физическиХ, ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ И ВЕРОЯТНОСТНЫХ расчетных МЕТОДОВ Специальность: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук Автор: Подольск

Авторефераты по всем темам >> Авторефераты по техническим специальностям

На правах рукописи

Пономаренко Григорий Леонидович

ОБОСНОВАНИЕ ПОВЫШЕНИЯ

ТЕХНИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ ВВЭР

С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ НЕЙТРОННо-физическиХ,

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ И ВЕРОЯТНОСТНЫХ

расчетных МЕТОДОВ

Специальность: 05.14.03 - "Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации"

автореферат

диссертации на соискание ученой степени

доктора технических наук

Автор:

Подольск - 2011

Работа выполнена в Открытом акционерном обществе "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР Опытном Конструкторском Бюро УГИДРОПРЕССФ

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессора

Тошинский Георгий Ильич

(ГНЦ РФ ФЭИ им.аА.И.аЛейпунского)

доктор технических наук

Ельшин Александр Всеволодович

(ФГУП "НИТИ им.аА.П.аАлександрова")

доктор технических наук

Кавун Олег Юрьевич

(НТЦ ЯРБ Ростехнадзора)

Ведущая организация: НИЦ "Курчатовский институт", г. Москва

Защита состоится "21" сентября 2011аг. на заседании диссертационного совета Да418.001.01 при ОКБ ГИДРОПРЕСС по адресу: 142103, Московскаяаобл., г. Подольск, ул. Орджоникидзе, д.а21.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОКБ ГИДРОПРЕСС.

Автореферат разослан "01" августа 2011 г.

Просим прислать отзыв на автореферат в двух экземплярах, заверенных печатью организации.

Ученый секретарь

диссертационного совета,

кандидат технических наук А.Н. Чуркин

Общая характеристика работы

Актуальность работы. Одним из основных направлений стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века является эволюционная модернизация ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, на ближайшие годы конкретизированная в федеральной целевой программе АЭС-2006 и в программе форсирования мощности действующих реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, а также в ряде отраслевых программ атомного энергопромышленного комплекса России. Из 57 строящихся ныне в мире реакторов - 49 PWR1 и ВВЭР. Важной составляющей эволюционной модернизации является достижение разумного баланса между безопасностью и экономической эффективностью. Необходимость и техническая возможность повышения конкурентоспособности, эффективности и безопасности действующих и проектируемых ядерных энергоблоков с реакторами ВВЭР определяет актуальность работы. Актуальность также в том, что повышение уровня расчетного обоснования позволяет уменьшить вероятность потенциальных ядерных аварий, которую несет в себе ядерное топливо при его транспортировке, хранении, и загруженное в реактор. Решение задач отдельного нейтронно-физического расчёта и во взаимосвязи с теплогидравлическим, с применением современных программных средств и методологии, повышает качество проектов и позволяет обоснованно повысить мощность реактора и эффективность использования ядерного топлива при соблюдении безопасности АЭС. Диссертационная работа посвящена решению важной и актуальной научно-технической проблемы - разработке и внедрению новых методических подходов к обоснованию модернизации реакторных установок (РУ) ВВЭР с использованием нейтронных и теплогидравлических расчётных кодов улучшенной оценки и вероятностных методов, и выработка на их основе научно обоснованных технических решений по модернизации активной зоны и повышению мощности, надёжности, безопасности и экономичности действующих и проектируемых реакторов ВВЭР.

Целью диссертационной работы является анализ и обоснование возможности модернизации РУ ВВЭР, направленные на повышение её мощности, надёжности и безопасности, анализ нормативно-технической документов (НТД), сравнение отечественных НТД с зарубежными и формирование на этой основе предложений по необходимой модификации положений российских НТД в ядерной области в аспекте сближения с общепринятыми в мире определениями, формулировками и философией безопасности.

Достоверность и обоснованность полученных результатов. При разработке расчётных моделей, методик и программ использовались базовые положения и методы теории переноса нейтронов, теплофизики, гидродинамики, теории вероятностей и математической статистики, известные численные методы. Верификация кодов и расчётных моделей выполнялась путём сопоставления с результатами моделирования по другим кодам и с экспериментами. Достоверность моделирования подтверждена также процедурами аттестации кодов и лицензированием выполненных проектных обоснований модернизаций в надзорном органе.

На защиту выносится (предмет защиты): Методология обоснования модернизации РУ с ВВЭР с использованием нейтронных, теплогидравлических и вероятностных расчётных кодов и методов, в том числе в их взаимосвязи. Разработка научно обоснованных технических решений для модернизации тепловыделяющих сборок (ТВС) и активной зоны и повышения мощности, надёжности, безопасности и экономичности действующих и проектируемых реакторов ВВЭР. Конкретные аспекты включают:

-авнедрение в практику обоснования проектов ВВЭР новых кодов (инженерных и прецизионных);

-ареализация концепции разумного консерватизма при проведении анализов безопасности;

-аанализ ряда сложных стационарных и нестационарных процессов с выявлением их существенных особенностей, уточнением роли внутренне присущих свойств ядерного топлива и границ живучести ВВЭР;

-аразработку и внедрение ряда новых вероятностных подходов и методов (в том числе метод BEPU2-GP);

-асвязывание нейтронного, теплогидравлического и вероятностного аспектов при обосновании безопасности;

-аобоснование низкого значения вероятности отказа аварийной защиты (АЗ) по требованию менееа10-5 в соответствии с ГОСТом для активной зоны типа ВВЭР-1000 с различными количествами органов регулирования системы управления и защиты - ОР СУЗ (от 49 на блоке 1 ЮУАЭС до 121ашт. на АЭС-2006);

-аобоснование безопасности при наиболее значимых реактивностных авариях при модернизации и повышении мощности РУ ВВЭР-1000;

-аобоснование ядерной безопасности при транспортировке и хранении усовершенствованного ядерного топлива;

-апредложения по усовершенствованию измерений нейтронно-физических (НФ) и теплогидравлических (ТГ) характеристик на атомных энергоблоках;

-апредложения по модификации положений российской НТД в ядерной области.

Научная новизна. 1.аУсовершенствована методология обоснования безопасности РУ с ориентацией на реалистические расчётные коды, учитывающие пространственные эффекты, включая безопасность при транспортировке и хранении ядерного топлива. Даны предложения по усовершенствованию измерений на действующих энергоблоках. Практически реализована концепция разумного консерватизма при проведении анализов безопасности.

Разработаны новые вероятностные подходы и методы, в том числе:

-адля определения критериев успеха АЗ для ВАБ и минимальной достаточности АЗ для ВВЭР;

-адля моделирования распределений мощности по твэлам и твэлов по мощности, с учетом возможных технологических, расчетных и эксплуатационных неопределенностей;

-адля усовершенствования концепции инженерных коэффициентов запаса при проведении анализов безопасности.

Впервые сформулирована идея измерения перемешивания теплоносителя в реакторе на действующих энергоблоках методом борного регулирования (создание неравномерной концентрации жидкого поглотителя) и выполнено её расчётное обоснование.

2.аИспользуя новые подходы, проанализирован ряд сложных стационарных и нестационарных процессов и выявлены их существенные особенности. Это аварийные режимы с вводом реактивности (RIA3), в том числе авария с прохождением пробки чистого конденсата (ЧК) в активной зоне. Проанализированы границы живучести ВВЭР в режимах RIA. Произведена оценка точности расчетов по кодам САПФИР-RC и КОРСАР/ГП4 состояний с неполным перекрытием топлива поглотителем, с использованием прецизионного кода MCNP. Впервые детально проанализированы локальные пики энерговыделения, возникающие за счет технологических допусков на шаг твэлов, поперечный размер и высота топливного столба ТВС ВВЭР-1000, искривления ТВС ВВЭР-1000, случайные зазоры между топливными таблетками в твэлах с МОХ (UO2+PuO2) и UО2 с анализом растечек тепла.

3.аПредложены несколько новых технических решений по модернизации конструкций ТВС ВВЭР для снижения неравномерностей энерговыделения и охлаждения, повышения эффективности топливоиспользования.

4.аПредложено радиально-аксиальное профилирование обогащения топлива в ТВС ВВЭР как способ повышения запасов по безопасности и управления локальным и интегральным равновесным аксиальным профилем и оффсетом энерговыделения.

5.аВпервые проанализированы принципиальные аспекты режима слежения за нагрузкой в ВВЭР-1000 (регулирование поля энерговыделения, анализ изменения локальных энерговыделений при перемещении ОРаСУЗ, минимизация водообмена).

Практическая значимость и внедрение результатов работы. Обоснованы повышение мощности действующих энергоблоков с ВВЭР-1000 до 104а% и до 18амес. длительности кампании реактора в аспекте безопасности режимов с вводом реактивности5.

Обоснована безопасность повышения недохода ОР до нижнего торца топлива, реализующегося при увеличении длины топливного столба в ВВЭР-1000.

Обоснована безопасность работы реактора в режимах с вводом реактивности на блоке 3 Калининской АЭС с уменьшенным количеством ОР СУЗ при опытной эксплуатации группы ОР СУЗ без их страгивания.

Обоснована ядерная безопасность при транспортировке и хранении топлива для ряда российских и зарубежных АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Разработаны и использованы расчётные коды и методы:

-аЗАЗОР - для вероятностного моделирования аппроксимирующих функций распределения межкассетных зазоров в активной зоне;

-аМЕХ - программная реализация вероятностного подхода для расчета воздействия неопределенностей на распределение энерговыделения в активной зоне;

-аТВЭЛ-2D - для расчета аксиальных растечек тепла в твэле при наличии узких пиков энерговыделения от зазоров между таблетками или вблизи аксиального отражателя;

-аметод BEPU-GP для определения критериев успеха АЗ для ВАБ при условии множественного застревания ОР СУЗ.

Произведена адаптация базовой версии программы БИПР-7 (в 1998-2000 гг.) для создания возможности моделирования активных зон ВВЭР с множеством сортов высотного профилирования топлива, а также с кассетами разной высоты топливных частей, которые затем были внедрены в действующие реакторы ВВЭР-10006.

Получены патенты РФ на изобретения: №а2166214 С1 Составная кассета системы управления мощностью активной зоны ядерного реактора, №а2219600 Способ снижения неравномерности распределения теплотехнических запасов в ТВС, №а2003116108 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора.

Более равномерная расстановка твэлов и направляющих каналов (НК), а также повышение количества поглощающих элементов в пучке ТВС были приняты в качестве основного варианта в проекте реактора ВВЭР-1500, что повышает показатели безопасности и экономичности.

ичный вклад автора характеризуется либо как существенный либо как определяющий, при решении всех задач, описанных в пунктах "Предмет защиты", "Научная новизна", "Практическая значимость и внедрение результатов работы", и дополнительно к ним личный вклад автора включает технические и организационные аспекты, представленные ниже:

Из проведенного автором анализа нескольких российских альтернативных программных комплексов для внедрения в ОКБ "Гидропресс", по его предложению, был выбран программный комплекс (ПК) улучшенной оценки САПФИР-RC, разработанный в НИТИ им. А.П.Александрова. При непосредственном участии соискателя, как представителя Заказчика, ПК САПФИР-RC был доработан специалистами НИТИ по техническому заданию ОКБ "Гидропресс", и аттестован в надзорном органе в 2005 г. Соискатель лично выполнил ряд принципиальных нестандартных расчётов, позволивших повысить уровень расчётов и обеспечить лучшее понимание путей модернизации ТВС и активной зоны. Соискателем, в 1990-1991агг. была проведена организационно-техническая работа по внедрению в ОКБ "Гидропресс" новой прецизионной программы MCU для расчётов НФХ методом Монте-Карло, разработанной в РНЦ Курчатовский институт. В течение последующих десяти лет он лично провёл по ней серию расчётов, позволивших поднять уровень расчётов по таким аспектам как обоснование внедрения гафниевых пластин в область стыковочного узла кассет ВВЭР-440, обоснование безопасности при транспортировке и хранении топлива для ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, анализ влияния искривления ТВС на энерговыделения в активной зоне ВВЭР-1000 и т.п.

Соискателем, в начале 2000-х годов проведён анализ зарубежных мероприятий по форсированию мощности легководных реакторов и аргументировалась возможность повышения мощности действующих энергоблоков с ВВЭР-1000 еще до того, как это стало признанным приоритетом и отраслевым Заказом (т.е. после 2005 г.).

Апробация работы: Результаты работы, изложенные и использованные в диссертации докладывались соискателем на научно-технических симпозиумах, конференциях, семинарах, мероприятиях МАГАТЭ, опубликованы в виде журнальных статей, кандидатской диссертации, в виде отчётов по международным проектам TACIS7, отчётов о НИР, а также оформлены в виде заявлений в Комитет РФ патентам и товарным знакам о выдаче патентов на изобретения, в частности:

на заседаниях и симпозиумах Временного Международного Коллектива (ВМК) по физике ВВЭР в 1984, 1985, 1987,а1989, 1996агг.;
на заседаниях и симпозиумах Международного Коллектива AER (Atomic Energy Researches) в 1998, 2006, 2007 и 2010 гг.;
на XI семинаре по проблемам физики реакторов Волга в 2000 г.;
на научных сессиях МИФИ в 2001 и 2002 гг.;
на международных конференциях по безопасности АЭС с ВВЭР, в г. Подольск, в 2001, 2003, 2005, 2007, 2009аи 2011агг.;
на Финско-Российском семинаре по обмену опытом эксплуатации ядерного топлива ВВЭР-440, Финляндия, г. Хельсинки, 1999 г.;
в кандидатской диссертации соискателя, защищённой в 2002 г.;
на специализированных семинарах в РНЦ "Курчатовский институт" - презентация кандидатской диссертации соискателя 22.03.2002 г. и презентация положений докторской диссертации соискателя 28.05.2010 г.;
публикаций в журнале УАтомная энергияФ в 1999, 2001, 2003 и 2006 гг.;
публикации статей в журнале УВопросы атомной науки и техникиФ в 2002, 2004, 2006, 2007 и 2009 гг.;
на конференции "Оценка экспериментальных данных и верификация расчётных кодов" в НИТИ им. А.П.Александрова в 2004аг.;
на международной конференции "BE-2004" по усовершенствованию BE методов в анализе безопасности ядерных установок в Вашингтоне в 2004аг.;
на международной конференции МНТК-2004 в концерне Росэнергоатом в 2004аг.;
на международном семинаре по новым аспектам и развитию вычислений, оценок и обоснований в области реакторной физики, в Гархинге, GRS, Германия в 2006 г.;
на международной тематической конференции МАГАТЭ по усовершенство-

ванным методам оценки безопасности для ядерных реакторов, г.аТэджон

(Южная Корея) в 2007 г.;

в ряде лекций, прочитанных соискателем в рамках тренировочного курса МАГАТЭ по управлению и лицензированию ядерного топлива, Румыния, Curtea de Arges, 29 ноября - 03 декабря 2010 г.;
на региональном техническом совещании МАГАТЭ по квантификации запасов по безопасности. Венгерское Агентство по Атомной Энергии, г. Будапешт, 9-13 мая 2011 г.;
на конференции по ядерной технологии ICONE-17 в г.аБрюссель (Бельгия) в 2009аг.;
в отчётах по проектам TACIS "Анализ активной зоны ВВЭР-1000" в 1995 г. и "Анализ аварий с отказом системы аварийной защиты ВВЭР-1000" в 2007аг.;
в трёх патентах Российской Федерации на изобретения от 2001-2003 г., два из которых внедрены в производство кассет ВВЭР-440.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 49 работ, в том числе: три патента на изобретения в соавторстве; 5 статей в журнале "Атомная энергия"; 5 статей в журнале "Вопросы атомной науки и техники". Список из 34 основных работ автора приводится в конце автореферата.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырёх глав, заключения, трёх приложений и списка литературы, включающего 259 наименований, содержит 350 страниц машинописного текста, включая 120 рисунков и 27 таблиц.

содержание работы

Во введении описаны задачи эволюционной модернизации АЭС с реакторами ВВЭР и примеры её реализации как основного пути развития коммерческой АЭ в России на ближайшие 20 лет. Задачей НИОКР является достижение разумного баланса между безопасностью и эффективностью. Эволюционная модернизация проектов АЭС с ВВЭРаестьакрупная научно-техническая проблема, имеющая приоритетное хозяйственное значение, решение которой должно вносить существенный вклад в развитие экономики страны. Её осуществление базируется на ряде важных задач обоснования научно-технических решений.

В первой главе приводятся исходные предпосылки и обсуждение текущего состояния. Рассматривается предыстория и основные положения, описывается ситуация с АЭ в мире и в России от Чернобыльской аварии (типа RIA в реакторе РБМК) до наших дней. Обсуждается необходимость модернизации РУ с ВВЭР, сравнения с показателями зарубежных PWR, повышения мощности, безопасности и экономичности, повышения уровня расчётов и измерений, усовершенствования методологии безопасности. Акцентировано различие между вероятностными (стохастическими) расчётными методами и традиционным ВАБ (вероятностный анализ безопасности как всесторонний, структурированный подход к определению сценариев отказов, представляющий собой средство для численных оценок риска). Констатируется существенная роль субъективизма (user-эффект), экспертной квалификация и синергизма знаний в методологии пространственных эффектов. Обсуждаются Российские и международные НТД. Описаны иерархия и статус документов МАГАТЭ по безопасности, организации NEA (OECD), роль зарубежных нормативных документов EUR, гайда 1.70, NUREG, CFR, URD. Представлена позиция соискателя по пониманию, трактовке, корректировке и разработке новых Российских НТД. Обсуждаются, комментируются и сравниваются топливные критерии безопасности ВВЭР и PWR. Описана общая ситуация в мире по реактивностным авариям (RIA), их особенности, выявленные в экспериментах, проектные и запроектные режимы. RIA является режимом с нежелательным увеличением интенсивности реакции деления и мощности. Это может повредить твэлы или активную зону, а в более тяжёлых случаях привести к разрушению реактора. В существующих реакторах PWR, ВВЭР и BWR8, которые являются наиболее распространёнными типами энергетических реакторов, защита от RIA обеспечивается инженерными системами безопасности и внутренне присущими обратными связями. Никакие значимые аварии типа RIA до сих пор не происходили в энергетических реакторах типа PWR, ВВЭР и BWR. Чернобыльская авария явилась напоминанием ядерному сообществу о деструктивном потенциале режимов RIA и побудило к исследованиям в этой области.

Повышение технико-экономических характеристик - постоянный процесс для реакторов PWR и ВВЭР:

-аот дискретных стержней выгорающего поглотителя (СВП) на интегрированный с топливом выгорающий поглотитель (твэги);

-ациркониевые элементы дистанционирующих решёток (ДР) и направляющих каналов (НК) в ТВС;

-авнедрение перемешивающих решёток (ПР) в ТВС для интенсификации перемешивания теплоносителя в активной зоне;

-аувеличенный срок службы стержней СУЗ с (n-) поглотителем, вместо бора (n-);

-авнедрение уплотнённого хранения топлива в бассейне выдержки на АЭС;

-аавтоматическое регулирование аксиального оффсета (АО) 5%;

-арежим маневрирования мощностью;

-арегулирование мощности с использованием температурного эффекта реактивности;

-аиспользование ОР с половинной длиной поглотителя для регулирования и подавления ксеноновых колебаний и последующий перевод их на полную длину поглотителя;

-арегулирование мощности с использованием "серых" поглощающих элементов;

- перекрытие 50% или "плавающее" значение перекрытия соседних групп ОР СУЗ и повышенное положение регулирующей группы ОР СУЗ;

-ас 2-х на 4-х и 5-годичные кампании топлива;

Рис. 2 - КИУМ за период 2000-2008 гг. (Данные БЛКАЭС)

-амалоутечечные компоновки топлива в активной зоне, in-in..-out;

- аксиальные бланкеты в активной зоне;

- высокая топливозаполненность (ураноёмкость) активной зоны;

-апониженные технологические допуски при производстве твэлов и ТВС;

-аработа на выбеге реактивности в конце кампании реактора;

-агибкость топливного цикла и длинные кампании реактора - от 12 до 18-24 мес.;

-а повышение КИУМ (рис. 1, 2) и форсирование мощности (Measurements Uncertainty Recapture MUR - до 2%, Stretch Power Uprate SPU - до 7%, Extended Power Uprate EPU - до 20%);

-аповышение параметров теплоносителя со значительным паросодержанием на выходе из активной зоны (высокотемпературные PWR);

-ареализация PWR типа AP-1000 с пассивными системами безопасности9, которая может быть поворотным моментом в стратегии АЭ;

-аэволюция методологии обоснования безопасности от консервативной к Best Estimate (BE) методологии и реалистическим (BE) кодам, вероятностный анализ, метод BEPU, моделирование пространственных эффектов в связанности НФ+ТГ+ГД, применение CFD (DNS) кодов, гармонизация детерминистического анализа безопасности (ДАБ) и ВАБ, риск-информативный подход к принятию решений по оптимальному балансу безопасности и экономики в проектах РУ и оптимизации НТД для АЭ.

Приведен обзор состояния по современным Российским и зарубежным нейтронно-физическим и теплогидравли-ческим кодам, имеющим отношение к теме диссертации, их типам, методическим аспектам, взаимосвязям, ограничениям, а также видение автора и предложения по перспективам их развития и усовершенствования.

Вышеописанные задачи модернизации ВВЭР (НФ и ТГ) решались и решаются в России рядом организаций с использованием различных кодов и методов. Это, прежде всего РНЦ Курчатовский институт с такими кодами как КАСКАД, БИПР-8КН, ТИГР-1, НОСТРА, ATHLET, MCU, САПФИР-2006, CONSUL, UNK, BARS и т.д., ОКБ "Гидропресс" с такими кодами как САПФИР-RC, КАСКАД, КОРСАР/ГП, ТРАП-КС, ДКМ, MCU, MCNP, CFX, и т.д. Имеются и другие коды, пригодные для решения данных задач: ПРОСТОР (ЭНИКОаТСО), РАДУГА, ДЕСНА (НТЦ Ростехнадзор), комплекс кодов ГНЦ ФЭИ.

В диссертационной работе решены конкретные задачи по расширенной верификации и обоснованию применимости кода КОРСАР/ГП в методически проблемной области при исследовании локальной критичности, а также применение кода САПФИР_95 для упрощённого моделирования реакторной задачи с перегрузками топлива для оценки повышения эффективности топливоиспользования в ВВЭР при внедрении метода спектрального регулирования.

Во второй главе представлена достаточно обширная информация, полученная непосредственно соискателем (или с его участием) в период работы в области стационарных НФ-расчётов. В нейтронной физике реакторов ВВЭР необходимо отметить базовую и выдающуюся роль коллектива сотрудников РНЦ (ныне НИЦ) Курчатовский институт - Научного руководителя проектов РУ с ВВЭР, в области разработки расчётных кодов и методов, идеологии топливных циклов и др.ааспектах. Без сотрудничества с ними, а также с коллегами из НИТИ им. А.П.Александрова и опоры на результаты их работы, невозможно было бы создание многих проектных и научных работ соискателя.

Кандидатская диссертация автора, которая была посвящена более узким - нейтронно-физическим аспектам решаемой проблемы, является начальным этапом настоящей диссертации, составляя её базу в ряду с другими публикациями. В ней проведен анализ источников неравномерностей энерговыделения - они определяются конструктивным обеспечением требуемых полезных функций ТВС, уровнем технологии при изготовлении топлива и другими факторами.

Сформулированы основные направления модернизации, большая часть из которых затем осуществлялись вплоть до настоящего времени. Совместными усилиями организаций РНЦ КИ, ВНИИАЭС и ОКБ ГП с участием соискателя, на основе анализа Западного опыта (в том числе в рамках проекта TACIS-93), выполнены нейтронно-физические расчёты и сформулированы рекомендации, направленные на улучшение показателей безопасности и экономичности реактора ВВЭР-1000. Это касается увеличения запаса подкритичности остановленного реактора, уменьшения флюенса нейтронов на корпус реактора, совершенствования управления реактивностью в ходе переходных процессов на ксеноне и повышения эффективности топливоиспользования. Рекомендации затем выполнялись вплоть до настоящего времени. Были предложены также рекомендации по совершенствованию нормативной документации в аспекте устранения избыточного консерватизма, тормозящего внедрение полезных новаций.

Соискателем проведен сравнительный анализ ТВС Российских реакторов ВВЭР и зарубежных PWR. Изначально выбранная в середине прошлого века, шестиугольная геометрия Российских ТВС ВВЭР имеет ряд базовых преимуществ перед квадратной геометрией зарубежных ТВС PWR.

Приведен обзор состояния с искривлением ТВС ВВЭР-1000 (возникшего в 90-х годах) и PWR. Затем, в течение нескольких лет, в результате выполнения (ОКБ "Гидропресс" и другими организациями) специальных мероприятий по оптимизации нагрузок и модернизации конструкции ТВС, их прогибы и зазоры были уменьшены до приемлемых величин. В то же время, перспективное повышение длины ТВС, глубины выгорания и времени работы в активной зоне и сейчас остаются факторами, способствующими увеличению прогибов. Впервые была решена задача оценки возмущения энерговыделения в условиях сверхпроектных искривлений ТВС. Разработана методика вероятностного анализа влияния возмущений и неопределенностей в активной зоне на энерговыделение твэлов (рис. 3), использующая комплекс программ: проектные (БИПР-ПЕРМАК), прецизионную (Монте-Карло MCU) и специально разработанные соискателем вероятностные коды (МЕХ и ЗАЗОР). Выполнены расчёты, показавшие, что фактические возмущения водяных зазоров между ТВС оказывают ограниченное влияние, поддающееся эффективной компенсации. Сделан вывод, что возмущения зазоров не являются непреодолимым препятствием для усовершенствования топливных циклов и компоновок топлива, а также для эксплуатации действующих АЭС с ВВЭР-1000. Полученный вероятностным методом коэффициент повышения мощности твэлов, вследствие искривления ТВС, имеет меньшее значение, в отличие от сверхконсервативного детерминированного способа "максимальные зазоры возле наиболее энергонапряженного твэла". Это позволило обосновать безопасность для активной зоны с большими возмущениями на этапе преодоления искривления ТВС в конце 90-х годов. Был также предложен подход для разработки усовершенствованных схем профилирования, при которых повышаются теплотехнические запасы безопасности. Их актуальность возрастает ныне в связи с повышением мощности и безопасности действующих и проектируемых РУ с ВВЭР. Было исследовано влияние технологических отклонений на энерговыделение (шага твэлов, высоты твэлов, аксиальных зазоров между таблетками и т.п.), разработана теплофизическая программа ТВЭЛ-2D и оценены аксиальные растечки тепла в твэлах с обычным оксидным и МОХ топливом. Доказана целесообразность снижения технологических допусков, повышения топливозаполненности ТВС, снижения величины межкассетных зазоров. Показано, что повышение уровней по определяющим аспектам (технологии изготовления таблеток, твэлов и кассет, величине различных технологических допусков, эксплуатационному мониторингу и расчёт

ному моделированию) позволит снизить инженерные запасы на неопределённости различной природы и повысить локальную плотность мощности (уменьшить утечку нейтронов) или увеличить мощность активной зоны ВВЭР-1000 на 10-15%аNном, т.е. даст существенный выигрыш без ухудшения безопасности.

Соискатель выполнил нейтронно-физические расчёты и оценил выгоды в топливоиспользовании от радиального и аксиального профилирования обогащения топлива и от увеличения заполненности топливом активной зоны, оценил преимущества более равномерной расстановки твэлов в активной зоне, оценил влияние ряда технологических параметров топлива (центральное отверстие в таблетке, толщина оболочки, содержание гафния в оболочке) на топливоиспользование, провёл сравнительный анализ шестиугольной (ВВЭР) и квадратной (PWR) геометрий ТВС. Проанализирована тенденция форсирования мощности зарубежных PWR (рис.а1), предложены и обсуждены способы существенного повышения мощности (до 110а%аNном и выше) и эффективности топливоиспользования в ВВЭР-1000. Эти работы в большой степени проводились совместно с коллегами из РНЦ Курчатовский институт (А.М.Павловичев, Л.К.Шишков и др.) и в настоящее время эти мероприятия внедрены или внедряются в ВВЭР.

Соискатель обосновал целесообразность снижения первоначального избыточного количества органов регулирования для ВВЭР-1500 со 187 до 118ашт. (с раздвиганием поглощающих стерженьков), принятого затем в проекте. В 1998-2000 гг. соискатель выполнил тестовые расчёты по прецизионному коду MCU для верификации инженерного кода БИПР-7 по моделированию аксиальных бланкетов и разновысотного топлива в активной зоне. Был продемонстрирован консерватизм российских НТД в сравнении с зарубежными относительно температурного коэффициента реактивности (ТКР) и эффективности АЗ.

В 90-х годах внимание эксплуатирующих и конструкторских организаций было акцентировано на неблагоприятном пике энерговыделения вблизи стыковочного узла автоматических регулирующих кассет (АРК) ВВЭР-440, снижающем запасы по безопасности и препятствующем внедрению полезных новаций (форсирование мощности, маневренный режим). В составе рабочей группы специалистов ВНИИНМ, РНЦ КИ, ОКБ ГП и др., соискателем был выбран метод и алгоритм расчётного анализа и впервые проведены расчетные исследования двух основных конкурирующих конструктивных вариантов устранения данного пика. Сделан аргументированный вывод в пользу более оптимального варианта с гафниевыми пластинами (рис. 4). Соискатель выполнил расчётное обоснование по нейтронной физике, по кодам WIMS/D4 (с помощью А.И.Попыкина) и MCU, которое, вместе с расчётами П.А.Болобова по ПЕРМАК-3D, легли в основу патента РФ на изобретение. Начиная с 2000агода, по результатам данных расчётов, конструкторских работ ОКБ "Гидропресс" и ВНИИНМ, а также экспериментальных работ РНЦ КИ (Ю.А.Крайнов), было подготовлено производство, изготовлены опытные образцы ТВС, которые прошли успешную опытную эксплуатацию. Усовершенствованная конструкция составных кассет защищена патентом РФ №а2166214 (11 авторов из разных организаций) в 2001аг. и внедрена в промышленное производство. В настоящее время в кассетах АРК для всех ВВЭР-440 используется это изобретение. Данная модернизация ТВС повысила безопасность и способствовала форсированию мощности РУ с ВВЭР-440, что принесло большой экономический эффект. В последние годы произведено повышение мощности на зарубежных РУ с ВВЭР-440/213 в Финляндии (АЭС Ловииза) и Венгрии (АЭС Пакш). Форсирование мощности на 9а% на АЭС Ловииза даёт ежегодный дополнительный доход в размере 10-15амлн.аЕвро/(годблок) на продаже дополнительной электроэнергии (по информации с сайта финской кампании FORTUM). Форсирование мощности до 7%, а затем и до 9% предполагается осуществить в краткосрочной перспективе на большинстве или на всех 18-ти Российских и зарубежных энергоблоках с ВВЭР-440/213.

Всего с участием соискателя получено три патента на изобретения, относящихся к модернизации ТВС ВВЭР. Более равномерная расстановка твэлов и направляющих каналов, а также повышение количества поглощающих элементов в пучке ТВС были приняты в качестве основного варианта в проекте реактора ВВЭР-1500, что повышает показатели безопасности и экономичности. Аналогичная ТВС с 24 НК рассматривается как вариант для нового проекта РУ с ВВЭР-600.

По патенту РФ №2003116108 от 30.05.2003 соискателем выполнены нейтронно-физические расчёты для выявления преимуществ предлагаемого решения. В 2010аг. изготовлены 12 рабочих кассет третьего поколения ВВЭР-440 с каркасом из уголков и труб (что подпадает под действие изобретения) и установлены на опытную эксплуатацию на энергоблоке Кольской АЭС.

По патенту РФ №а2219600 от 20.12.2003 соискателем предложена (в соавтор-

стве) и обоснована концепция комбинированного - радиально-аксиального локального профилирования, состоящая в снижении обогащения топлива только в тех областях активной зоны - горячих пятнах, где реализуются минимальные теплотехнические запасы. Актуальность усовершенствованных схем профилирования возрастает в связи с повышением безопасности и форсированием мощности РУ с ВВЭР.

Соискателем впервые исследованы изменения локальных энерговыделений в ВВЭР при перемещении ОРаСУЗ. Предложен и обоснован комбинированный алгоритм минимизации водообмена и подавления ксеноновых колебаний, позволяющий продлить режим маневрирования мощностью практически до конца кампании реактора. Актуальность его внедрения определяется потребностью маневрирования мощностью АЭС, работающих пока в базовом режиме.

Соискателем предложен способ вероятностного моделирования детализированных распределений мощности в активной зоне ВВЭР для анализов безопасности. Соискателем (в соавторстве) описана идеология детерминистического и вероятностного подхода и даны предложения по совершенствованию Российских топливных критериев. Возможно моделирование распределений мощности по твэлам и твэлов по мощности с учётом неопределённостей (рис. 3). Выполнены нейтронно-физические расчёты по разработанным кодам и получена информация, необходимая для снятия избыточного консерватизма.

Внедрение ячеечной теплогидравлики с поперечными связями, вместо моделирования изолированного горячего канала, является, по мнению соискателя, наиболее актуальным и эффективным в настоящее время для решения общей задачи. В этом направлении наиболее продвинулись Л.Л.Кобзарь, М.П.аЛизоркин, С.А.Крюков (коды SC1 и ТИГР-1), А.Н.Чуркин (код ТЕМПА1Ф), Ю.В. Юдов (модуль DINUS). Для преодоления сложности моделирования перемешивания двухфазной среды следует более широко использовать возможности кодов типа CFD и их верификацию по экспериментальным данным (Н.А.Прибатурин).

Соискателем проанализирована проблема обоснования ядерной безопасности при транспортировке и хранении свежего и отработавшего ядерного топлива в свете требований новых Правил ядерной безопасности. Использовался новый подход к ее решению при модернизации топлива, сопровождающейся повышением его размножающих свойств. Подвергнуты анализу возможные технические мероприятия для удовлетворения критерия подкритичности, в частности, концепция подкритического свежего топлива (разработанная соискателем в соавторстве). Обоснована малая вероятность образования критмассы при случайном выпадении кассет из контейнера. Проанализированы особенности расчета коэффициента размножения топлива в бассейне выдержки сложной геометрии и материального состава (рис. 5). Сделан вывод о том, что решения о необходимости или целесообразности дорогостоящей замены или модернизации систем транспортировки и хранения усовершенствованного ядерного топлива не должны приниматься на основе только лишь демонстрации возможности достижения критичности без учёта вероятности реализации опасного состояния. Такие решения следует принимать с использованием риск-информативного подхода, т.е. оценки безопасности, выполняемой в соответствии с общепринятой идеологией, вероятностями повреждения топлива и аварийного выброса при реализации запроектных аварий с выходом в надкритическое состояние. На основе этой методологии соискателем выполнен ряд проектных обоснований ядерной безопасности при транспортировке и хранении топлива для различных АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, одобренных российскими и зарубежными лицензирующими органами.

Автором были проведены прецизионные расчёты Кeff для различных конфигураций ТВС методом Монте-Карло по коду MCU, разработанному РНЦ КИ. Из этих расчётов были получены минимальные количества свежих ТВС, расположенных в холодной воде без бора в компактной конфигурации, достаточные для возникновения СЦР (Кeffа>а1). В зависимости от обогащения ТВС по 235U эти количества составляют:

-а1,6% без СВП - 5 шт., Кeff (4 ТВС)а=а0,975; Кeff (5 ТВС) > 1,0;.

-а2,4% без СВП - 3 шт., Кeff (4 ТВС)а=а1,09; Кeff (3 ТВС)а=а1,038;

-а3,62% без СВП - 2 шт., Кeff (2 ТВС) лежит в диапазоне (0,98 - 1,01);

-а3,53% с УГТ - 3 шт., Кeff (3 ТВС) >а1,0; Кeff (2 ТВС) < 0,97;

-а3,9% с УГТ - 3 шт., Кeff (2 ТВС) = 0,983; Кeff (3 ТВС) >а1,0;

-а4,4% без УГТ - 2 шт., Кeff (2 ТВС) = 1,034.

Эта информация важна для оценки безопасности при хранении и транспор-

тировке топлива вне реактора, а также и внутри реактора, например при анализе режима с пробкой чистого конденсата (ЧК).

Техническая выгода усовершенствованного обоснования в том, что за счёт улучшения расчётной методики (Монте-Карло) и использования современной идеологии безопасности была снижена неопределённость в запасе по безопасности при расчётах Кэфф. Экономическая выгода в том, что не потребовалось дорогостоящей модернизации систем транспортировки и хранения свежего и выгоревшего топлива, спроектированных изначально для топлива с существенно меньшими размножающими свойствами. Ныне ЯБ при хранении и транспортировке топлива ВВЭР обосновывается РНЦ КИ по более продвинутым кодам, которые позволяют моделировать реальные большие системы - САПФИР-2006 (А.И.Осадчий и др.) и MCU, а также ОКБ ГП по коду MCNP, с последующим одобрением ГНЦ ФЭИ (В.С.Внуков) и лицензированием Ростехнадзором.

К настоящему времени учтены и внедрены многие положения, обоснованные в кандидатской диссертации и в сопутствующих ей работах соискателя10. Так, в ВВЭР увеличивается топливозаполненность ТВС за счёт увеличения длины топливной части, уменьшения или устранения центрального отверстия в таблетке и увеличения диаметра таблетки. Произведено максимально возможное повышение размера ТВС под ключ и шага твэлов, устраняющее повышенное межкассетное поглощение нейтронов (особенно актуальное для ВВЭР-440). Промышленность освоила аксиальное профилирование обогащения ТВС ВВЭР. Начинается процесс внедрения Российского производителя на рынок ТВС PWR квадратного сечения11.

В третьей главе проанализирована эволюция методологии от консервативных и детерминистических подходов к реалистическим, вероятностным и риск-информативным (табл.а1 и рис.а6). Целевая оптимизационная проблема может быть выражена как квантификация запасов по безопасности, что связано с квантификацией и выбором необходимой степени консерватизма анализов. Это позволит обеспечить более высокую гибкость при принятии решений по модернизациям, таким как форсирование мощности и т.п., не выходя за установленные регуляторные пределы и критерии по безопасности. В процессе решения этой проблемы решён ряд важных задач. Сформулированы предложения по смежным подзадачам (усовершенствование мониторинга энерговыделения и измерений на действующих энергоблоках, улучшение понимания, трактовке, корректировке отдельных положений Российских НТД по топливным критериям безопасности).

Усовершенствована методология пространственных эффектов с ориентацией на реалистические расчётные коды с практической реализацией концепции "разумного" консерватизма при проведении анализов безопасности. Применение лучших моделей и методов позволяет уменьшить неопределённости и повысить запасы по безопасности. Вместо сверхконсерватизма предельных оценок точечной кинетики, следует использовать "разумный" консерватизм ключевых сценариев.

Таблица 1аЦаУсловные стадии (опции) детерминистического анализа безопасности (эволюция и общие тенденции развития, по данным МАГАТЭ)

Стадия (опции)	Методология	Расчётный код	Работоспособность систем	Исходные данные
1	Консервативная	Консервативный	Детерминистическая	Консервативные
2	Комбинированная	Реалистический (BE)	Детерминистическая	Консервативные
3	Реалистическая (BE)	Реалистический BE + U	Детерминистическая	Реалистические* + U
4	Риск-информативная	Реалистический BE + U	На основе ВАБ	Реалистические* + U

Примечания: *Консервативные, для параметров с неквантифицируемой неопределённостью; + U - дополняется анализом неопределённостей, статистически комбинированных совместно для модели кода и исходных данных.

Необходимо постепенно переходить с точечной кинетики на пространственную не только для очевидно "несимметричных" режимов со значительной неравномерностью распределения параметров в реакторе и по петлям, но и для ряда почти "симметричных" режимов, где происходит перераспределение поля энерговыделения, например, для режимов со снижением расхода теплоносителя и т.п. Разработаны предложения по соответствующей модификации концепции инженерных коэффициентов запаса.

Рис. 6 - Схематическая иллюстрация ожидаемых запасов по безопасности и "степени консерватизма" для различных стадий (опций) ДАБ

Для преодоления трудности решения задачи переноса нейтронов в методически проблемной области следует применять уточнённые методы, например Монте-Карло. Одна из таких тестовых задач решена в диссертации, что позволило оценить погрешности системного связанного (НФ+ТГ) кода КОРСАР/ГП и сделать вывод о его удовлетворительной точности применительно к режиму с пробкой ЧК. В силу перманентного недостатка вычислительных возможностей актуальным остаётся использование упрощающих приближений, позволяющих решать сложные связанные задачи с приемлемой точностью. Однако по мере развития вычислительной техники всё большую актуальность приобретает использование суперкомпьютеров с целью получения более точного решения задач в связке аспектов НФ, ТГ, ГД и др.

Исходные данные для кодов с 3D-кинетикой целесообразно принимать с использованием подхода консервативного моделирования реалистических топливных компоновок. С одной стороны, в соответствии с рекомендациями соискателя и др. экспертов, был снижен консерватизм т.н. "лимитной" кривой ак

сиального энерговыделения в нижней части активной зоны с 448аВт/см (для В-320) до 420аВт/см (для АЭС-2006). С другой стороны, по мнению соискателя, требуется изменить в сторону повышения консерватизма (т.е. повысить) "лимитную" кривую в верхней части активной зоны, к примеру, до 360аВт/см на высоте 90а% от низа активной зоны (вместо 80а%, фигурирующих в настоящее время). Аналогично, для ТКР следует смягчить категоричное требование его отрицательности в состояниях на низкой мощности в начале кампании и допускать небольшую его положительность путём расширенного обоснования безопасности. Всё это повысит гибкость и безопасность эксплуатации и облегчит внедрение выгодных модернизаций фактически без ухудшения топливных критериальных параметров. Обсуждается разница между вынужденным (от недостаточного знания) и преднамеренным избыточным консерватизмом (порой существенно искажающим реальную картину протекания физических процессов).

В соответствии с требованием НТД (ПБЯ и др.), для запроектных аварий (ЗПА) должны быть приведены условия, при которых возможно разрушение части твэлов. Надо показывать, в какой мере ЯБ опирается на использование свойств внутренней самозащищенности, давать анализ возможности появления положительных эффектов реактивности при авариях и оценку их последствий. Необходимо исследовать эффективность обратных связей и АЗ в таких состояниях, в которых значения критериальных параметров близки к приёмочным критериям или нарушают их. Был применён метод BEPU-GRS12 для исследования ЗПА с захолаживанием в ВВЭР-1000 (с разработкой соискателем недостающего сервисного программного обеспечения применительно к 3D-кинетике). Соискатель предложил оригинальную модель ЗПА, комбинирующую три (практически независимые) фазы в одном сценарии - фазу ATWS, фазу достижения температуры "повторной критичности" (ТПК) и фазу "холодной пробки". Соискатель выполнил моделирование по коду КОРСАР/ГП в связке с вероятностным кодом ПАНДА (разработка НИТИ), участвовал в анализе результатов и формировании выводов. Получены результаты, частично представленные на рис. 7, 8. Показано, что ТПК не является адекватным критерием безопасности и её достижение само по себе не представляет опасности. Метод BEPU требует больших вычислительных ресурсов, особенно для задач с 3D-кинетикой. Метод BEPU является более объективным инструментом, в сравнении с консервативным подходом для снижения неопределённостей, однако и он не освобождён от субъективизма пользователя, требуемого при моделировании пределов изменения и функций распределения входных параметров.

Соискателем (совместно с Н.А.Козловой) исследованы режимы ATWS13 с разрывом паропровода и с закрытием стопорных клапанов турбины. Выявлены существенные особенности протекания таких режимов и сделаны выводы об обязательности использования методологии пространственных эффектов для анализа режимов с несимметричностью распределений температуры или бора. Желательно использование таких кодов и для симметричных режимов (ПА, но особенно ATWS и ЗПА). Рекомендовано приближение Российских ПБЯ к формулировкам МАГАТЭ и EUR в отношении подкритичности в режимах с глубоким захолаживанием, т.е. уточнение трактовки ПБЯ в смысле допустимости безопасного кратковременного повышения мощности (достижения ТПК).

Соискатель выдвинул идею вероятностного моделирования эффективности АЗ при отказах различного числа органов регулирования и провёл расчётные исследования. Разработан подход к определению минимально достаточной эффективности АЗ ВВЭР. Показано, что использование современной идеологии безопасности позволяет снизить избыточный консерватизм детерминистического (ДАБ) и вероятностного (ВАБ) анализов безопасности. На примере ВВЭР-1000 показана достаточность эффективности аварийной защиты с 49 ОР СУЗ для определяющей ПА с разрывом паропровода.

. . . . . .

. . x o x o o . .

. x x x x x x x x .

. x x o . x . o o x .

. o o . x x x x . x x .

. o o x x x . x x x x o .

. x o . x . x o . o . o x .

. x x x x o x o X x X o .

. x x . x . x O . O . X O .

. o x x x x . X O X O O .

. o x . o x X X . O O .

. o x x . X . X O O .

. x x x o O O X O .

. . x x o O O . .

. . . . . .

Внешняя зона "пятна" аварийного сектора

Средняя зона "пятна"

Внутренняя зона "пятна"

Нумерация ячеек в активной зоне со 103 ОР СУЗ

0-4-3

Рис.а9аЦаТипичная, из наиболее неблагоприятных случайных конфигураций зависших ОР СУЗ

Описывается связывание НФ, ТГ и вероятностного аспектов как база для перспективного риск-информативного подхода. Разработан вероятностный подход к оценке критериев успеха АЗ для ВАБ при условии множественного застревания ОР СУЗ. Обосновано низкое значение вероятности отказа АЗ по требованию - ниже 10-5, в соответствии с ГОСТом для активной зоны типа ВВЭР-1000 с различным количеством ОР СУЗ (от 49 до 121 шт., см.арис.а9 и 21). Количественным критерием достаточности степени консерватизма соискателем предложено принять обеспечение квантили достаточно высокого уровня в функции распределения выходного критериального параметра. Этот метод может быть применён для совместной оптимизации размещения и количеств ОР СУЗ и КНИТ для новых проектов ВВЭР, а также для обоснования достаточности АЗ при повышении мощности действующих ВВЭР.

Доверительная вероятность того, что для (m-k+1) вариантов успех будет достигаться с вероятностью P, вычисляется по формуле:

Pconfаа=а(1аЦаP)i аPm-i (1)

Соответственно вероятность неуспеха Pfail выражается как:

Pfailа=а1а-аP (2)

Вероятность отказа АЗ по требованию зависит от вероятности застревания P(stuckа[M-K]) ОР (определяется отдельно анализом надёжности) в количестве M-K, где M - общее число ОР СУЗ в активной зоне, K - число сработавших ОР:

P_EPfailа=аP(stuckа[M-K])ааPfail (3)

и она должна быть ограничена сверху требованием ГОСТ:

P_EPfailа≤а105 (4)

Сформулированы и обоснованы два критерия неуспешных комбинаций сработавших ОР СУЗ в режиме с разрывом паропровода: 1)аПервый критерий неуспеха (см. рис.а9): во внутренней зоне "пятна" аварийного сектора сработало менее четырёх ОР СУЗ И в средней зоне - менее шести ОР СУЗ И во внешней зоне - менее восьми ОР СУЗ. Первый критерий более консервативен, чем второй. Он относится к АЭС-2006 и проекту ТОИ (типовой, оптимизированный, информативный) с повышенной мощностью до 3300аМВт, а также с более консервативными предположениями по исходным параметрам и предположениям.

2)аВторой критерий неуспеха (рис.а9): во внутренней зоне пятна сработало менее двух ОР СУЗ И в средней зоне - менее пяти ОР СУЗ И во внешней зоне - менее семи ОР СУЗ. Второй - менее консервативный критерий относится к проектам РУ ВВЭР-1000 типа В-320 с меньшей мощностью и с менее консервативными предположениями по значимым параметрам.

Критерии неуспешных комбинаций используются совместно с "разумно" консервативным набором значимых параметров (таких как недооценка захолаживания теплоносителя на входе в активную зону "d_TC" на рис. 11 и др.). Критерием "разумно" достаточного консерватизма для задач ВАБ, анализа ATWS и ЗПА предложено принимать высокую квантиль (95-99а% и соответствующую вероятность PMidа (1,0а-а5,0)10-2) в функции распределения Tf_hot на рис. 12. Высокая квантиль обеспечивается путём использования специально рассчитанных по КОРСАР/ГП коэффициентов, позволяющих аппроксимировать значения Tf_hot в зависимости от любой случайной реализации вектора исходных параметров и моделировать большие серии статистических испытаний с приемлемой точностью без расчётов по системному коду каждой статистической реализации. Это позволит обосновать пренебрежимо низкое значение парциальной вероятности повреждения активной зоны P(CD)(1,0а-а5,0)10-10 для определяющего исходного события, возникающего с вероятностью P(MSLB)аа10-3 по формуле:

P(CD)а=аP(MSLB)ааPMid ааP_EPfailа (5)

На основе вышеописанных положений соискателем разработан концептуальный подход к определению минимально достаточного количества ОР СУЗ для аварийной защиты ВВЭР (рис.а10-14 и табл. 2, 3). Он включает в себя метод определения критериев успеха АЗ для ВАБ при условии множественного застревания ОР СУЗ и подход к оптимизации количества ОР СУЗ и количества датчиков мониторинга энерговыделения с благоприятным центральным размещением КНИ в ТВС. Этот модифицированный вариант BEPU-GP является усовершенствованием более прямого, но очень затратного метода BEPU-GRS, предусматривающего расчёт по системному коду каждой статистической реализации. Это усовершенствование позволяет преодолеть ограничения по расчётным ресурсам для больших серий вариантных расчётов и рационального решения многофакторной целевой задачи. Обосновано нормативное значение вероятности отказа АЗ (формула (4)), для активной зоны типа ВВЭР-1000 с различным количеством ОР СУЗ. Решение по оптимальным количествам и размещению ОР СУЗ и КНИТ в активной зоне типа ВВЭР-1000 должно приниматься на основе демонстрации незначительного риска реализации повреждения активной зоны. Новый подход позволяет квантифицировать степень консерватизма для детерминистического и вероятностного анализов и найти приемлемое решение задачи, совмещающей пять важных условий, конкурирующих между собой:

(1)анизкое нормативное значение P_EPfailа≤а10-5 вероятности отказа АЗ и соответственно низкое значение вероятности P(CD)(1,0а-а5,0) 10-10 для определяющего исходного события (разрыв паропровода);

Таблица 2 - Вероятность успеха при mа=а10000ашт.

Уровень, соответствующий конкретному количеству неблагоприятных вариантов	(k-1)а/аm, отн.ед.	P
	(k-1)а/аm, отн.ед.	Pconf аа0,95	Pconf0,9999
Lev_0	0	0,9997	0,9990
Lev_50	0,005	0,9937	0,9917
Lev_350	0,035	0,9600	0,9555

(2)аконсервативно высокое (до 10-2 и более) значение вероятности застревания нескольких ОР СУЗ;

(3)аумеренное количество (не более 76-91 шт.) ОР СУЗ в активной зоне;

(4)аулучшенный мониторинг энерговыделенияав активной зоне (нейтронные датчики КНИ размещены в центральных ячейках ТВС);

(5)аповышение технических характеристик и безопасности ВВЭР.

Описана верификация раздельных и связанных кодов по результатам измерений и тестовым расчётам и даны предложения соискателя по их модификации.

Таблица 3 - Максимально допустимая вероятность множественного застревания ОР СУЗ mа=а10000ашт.

Уровень	(k-1)а/аm, отн.ед.	P(stuck[M-K])а=а10-5а/а(1аЦ P), не более
Уровень	(k-1)а/аm, отн.ед.	Pconf аа0,95	Pconf0,9999
Lev_0	0	3,310-2	1,010-2
Lev_50	0,005	1,610-3	1,210-3
Lev_350	0,035	2,510-4	2,210-4

Необходимым звеном в решении общей задачи является усовершенствование тестовых испытаний на действующих энергоблоках и испытательных стендах, позволяющее сузить диапазоны неопределённостей, закладываемых в анализах безопасности с использованием методология пространственных эффектов.

Предпочтительно проведение дополнительных измерений в рамках стандартных измерений НФХ и без существенных затрат. В процессе таких измерений будет получена прямая и более точная информация по совокупности и взаимовлиянию факторов, воздействующих на реактивность (ОР СУЗ, бор, температура, мощность, распределение энерговыделения). Моделирование этих измерений по кодам типа КОРСАР/ГП позволит существенно уточнить расчёт с пространственными эффектами. Примерами этого являются следующие предложения:

-апрямые измерения изменения мощности реактора при изменении положения групп ОР СУЗ. Определение точного количества ОР СУЗ, необходимого для снижения мощности от номинального значения до МКУ. Такое измерение целесообразно делать, совмещая его с плановым остановом на перегрузку топлива или ППР;

-ана мощности 30 - 75а% аNnom провести испытания с подачей чистого конденсата (или борного раствора) с работой АРМ, автоматически поддерживая постоянную мощность за счёт введения (или извлечения) регулирующих групп.

. . . . . .

. . x x x o x . .

. x x . x . x . x .

. x . x . x . x x x .

. x o . x . x . . . x .

. x . x . x . x x x o x .

. x x . x . x . . . . . x .

. . x . x . o x X x X x .

. o x . x . x . . . . . X .

. x . x . x . X O X X X .

. x x . o . O . . . O .

. x . x . X . X X O .

. o x . x . X . O .

. . x x x X X . .

. . . . . .

. . x . o . x . .

. x . x x o x . x .

. . o . . x . . o . .

. x o . o . . x . x x .

. . x x . . o . . x x . .

. x o . . o . . x . . o o .

. . . x . . x . . x . . .

. o x . . x . . O . . X X .

. . x x . . X . . X X . .

. x x . o . . X . O O .

. . x . . X . . O . .

. x . x x O X . O .

. . x . x . X . .

. . . . . .

а) первый критерий неуспеха

K=64ашт. из M = 76аОР СУЗ

б) второй критерий неуспеха

K=42ашт. из M = 61 аОР СУЗ

- в ячейке нет ОР; хаЦаОР сработал; оаЦаОР завис; ХаЦаОР сработал в квадранте 2; ОаЦаОР завис в квадранте 2

Рис.а14 ЦаПримеры, наиболее неблагоприятных компактных комбинаций застрявших ОР СУЗ без реализации CD

Предлагаемые дополнительные измерения несложны, однако они позволят уточнить моделирование пространственных эффектов. Это необходимо для создания референтной базы информации при обосновании повышения мощности на энергоблоках с ВВЭР-1000 и для перспективных проектов - АЭС-2006 и ТОИ. Для повышения представительности такой базы расширенные измерения следует проводить на всех энергоблоках с действующими ВВЭР-1000.

В рамках решения общей задачи необходимо также уточнить отдельные пределы эксплуатационного мониторинга энерговыделений и ТКР в активной зоне. В частности, требуется обеспечить непревышение в состояниях НУЭ предельной установленной мощности твэла и непревышение отклонения аксиального оффсета энерговыделения от своего равновесного значения более чем на 5аабс.а%. Для этого следует повысить статус этих двух параметров от рекомендаций оператору до более строгого статуса эксплуатационных пределов.

Предложено и обосновано проведение безопасного и простого эксперимен-

тального исследования перемешивания теплоносителя в реакторе ВВЭР-1000 на действующих энергоблоках "методом борного регулирования" (путём неравномерной подачи бора или чистого конденсата по петлям, рис. 15).

	Поворот рисунка на 120о ПрЧС
tа=а30 s. Распределение энерговыделения, Вт/см
Рис.а15аЦ Типичные распределения измеряемых параметров в активной зоне при подаче бора из ёмкости СБВБ в одну петлю

Соискатель выдвинул идею о возможности и целесообразности такого исследования и участвовал в проведении расчётных оценок. Суть метода - обеспечение кратковременной неравномерной концентрации бора в теплоносителе первого контура за счёт подпитки в одну петлю в течение нескольких минут (с помощью насосов КВА, САВБ или системы СБВБ). Основой измерения является штатная система внутриреакторного мониторинга энерговыделения с датчиками ДПЗ. Используются также штатные системы термоконтроля, измерения концентрации бора в теплоносителе и показания внезонных датчиков ИК. Возможно совмещение экспериментов с плановыми режимами подъёма и снижения мощности, в том числе до и после перегрузок топлива или ППР. Представлены возможные варианты проведения экспериментов, более и менее сложные, позволяющие вписаться в реальные условия, без создания заметных неудобств или потерь для промышленной эксплуатации энергоблока. Экспериментальная информация необходима для верификации сопряжённых системных кодов. Окончательная количественная информация по степени перемешивания и возможной "закрутке" петлевых потоков теплоносителя в реакторе получается в результате пост-тестового моделирования экспериментов по таким кодам. Такие измерения дополнят и уточнят традиционные измерения перемешивания на пусковых энергоблоках, проводимые до сих пор методом отсечения одного ПГ (впервые они были выполнены на блоке №5 НВАЭС А.В.Воронковым и др.).

В четвёртой главе проведён анализ наиболее значимых реактивностных аварий при модернизации РУ ВВЭР-1000 с использованием развитой в диссертации методологии пространственных эффектов с моделированием, насколько это возможно, реалистичности процессов (рис. 16аЦа18). Режимы RIA проанализированы на примерах: разрыва паропровода (ПА), выброса ОР СУЗ (ПА), гомогенного (ННУЭ) и гетерогенного (пробка ЧК - ЗПА) разбавления бора. Уточнены знания о сложных процессах в рамках обоснования форсирования мощности действующих ВВЭР-1000. Анализ выполнен с учётом повышения недохода ОР СУЗ до низа топлива, реализующегося при увеличении длины топливного столба до 150амм в действующих реакторах ВВЭР-1000 (см. рис. 19 для режима с разрывом паропровода). Для быстрых процессов, к которым относятся прежде всего режимы RIA с пробкой ЧК и с выбросом ОР СУЗ, характерным является более высокое значение (на 10-15а%) критического теплового потока, обнаруженное экспериментально в Японии и других странах. В итоге работы сделан вывод об отсутствии препятствий со стороны режимов RIA для повышения мощности до 110а%.

Для проектного режима (ПА) с разрывом паропровода обоснована безопасность с консервативным моделированием всех значимых факторов. Произвольная степень консерватизма по захолаживанию ядра "холодного" сектора (до 100-150аоС) в аварийном квадранте активной зоны моделировалась соискателем оригинальным методом "виртуального источника массы" (рис. 17, 18) в гибкой топологии кода КОРСАР/ГП.

Анализировалось множество вариантов для охвата широкого диапазона состояний и сценариев, в том числе сверхпроектных, для выявления предельных состояний с достижением CD (рис. 20 Var6_a с застреванием до 4аОР). Получены следующие результаты:

-аиз всех проектных режимов авария с глубоким захолаживанием теплоноси-

теля характерна вводом наибольшей положительной реактивности, и она является наиболее требовательной к величине эффективности АЗ и наиболее уязвимой к повышению неперекрытия топлива поглотителем (особенно для реакторов ВВЭР-1000 с 61аи менее ОР СУЗ);

-апотенциально опасным является период от 70 до 100ас после начала процесса, в течение которого возможен рост интегральной и особенно локальной мощности в активной зоне. Затем мощность постепенно снижается, а запасы по безопасности увеличиваются. После опустошения аварийного парогенератора, которое происходит в течение нескольких сотен секунд, реактор переходит в стабильное безопасное подкритическое горячее состояние. Из этого состояния, после регламентного увеличения концентрации борной кислоты, оператор может приступать к стадии планового аварийного расхолаживания;

-аобнаружен эффект немонотонной зависимости параметров безопасности от величины неперекрытия топлива поглотителем. Повышение недохода ОР СУЗ может улучшать критериальные параметры в ряде наиболее значимых состояний. Эта особенность, отражающая реальное явление перераспределения аксиального поля энерговыделения, облегчила внедрение выгодного модернизированного топлива с удлинённым на 4,2а% топливным столбом в действующие реакторы ВВЭР-1000. Это позволило получить выигрыш в топливоиспользовании и безопасности без затрат на трудноосуществимое повышение длины поглотителя для обеспечения полного перекрытия топлива;


а) линейное энерговыделение в горячем канале	б) реактивность активной зоны

в) температура воды для Var6_a	г) температура пара для Var6_a

Рис.а20аЦаРазрыв паропровода. Изменения параметров в горячем канале и в различных сечениях (1), (2), (3),Е,(10) по его высоте

-адопустимость (условная безопасность) достижения так называемой "локальной повторной критичности". Объяснение в том, что после срабатывания АЗ происходит снижение подкритичности, которое с приближением к нулю вызывает рост мощности. Это в свою очередь включает внутренне присущие реакторам ВВЭР обратные связи, предотвращающие дальнейший рост реактивности и обеспечивает выполнение топливных приёмочных критериев. В случае реализации сверхпроектного ввода реактивности в данном режиме, например при множественном застревании ОР СУЗ, возможно повреждение активной зоны (хотя и в этом случае реактивность остаётся меньше нуля (рис. 20аб)). Поэтому, само понятие "температуры повторной критичности", как равномерно распределённого параметра в активной зоне в сугубо стационарном состоянии, не рекомендуется использовать в качестве показателя или критерия безопасности, особенно когда речь идёт об анализе кратковременных нестационарных процессов с неравномерным распределением параметров в пространстве;


49 ОР СУЗ	61 ОР СУЗ

76 ОР СУЗ	91 ОР СУЗ
Рис.а21аЦаРазмещение различного количества ОР СУЗ в активной зоне

-анедопустимость возникновения кризиса теплообмена, несмотря на формальную его допустимость для проектных режимов категории выше второй.

Формально рассчитываемый кодом параметр DNBR становится определяющим (минимальным) для сценариев с обесточиванием и с исходным максимумом энерговыделения в нижней части активной зоны, особенно при увеличении недохода ОР СУЗ и несрабатывании более одного ОР. При этом минимальный DNBR реализуется в "холодной" воде без паровой фазы за счёт мощного ядерного нагрева топлива и оболочки твэл. Кризис теплообмена в этой ситуации вызывается внезапным пороговым плёночным кипением (рис. 20ав,г). В методике замыкающих эмпирических соотношений кода КОРСАР этот процесс моделируется обращённым дисперсно-кольцевым режимом течения. Возникновение кризиса для запроектного сценария Var6_a быстро (в течение ~10ас) приводит к нарушению всех топливных критериев (плавление, фрагментация и 1200аоС для оболочки) в результате реализации т.н. "cliff edge" эффекта. Вместе с тем, однофазность режима докризисного течения в нижней части облегчает учёт поперечного межъячейкового перемешивания теплоносителя, который имеет место при наличии ДР и тем более перемешивающих решёток (ПР). Учёт перемешивания и его интенсификация позволит повысить безопасность в этом процессе (как и в ситуации с пробкой ЧК). При этом важно как межъячейковое перемешивание (понижающее энтальпию жидкости), так и внутриячейковый эффект перемешивания, который обеспечивает отклонение потока теплоносителя на элементах ДР и ПР, что приводит к разрушению пузырькового пограничного слоя на горячем твэле, улучшает контакт воды с поверхностью нагрева и повышает значение критического теплового потока CHF.

Для проектного режима (ПА) с разрывом чехла привода и выбросом ОР СУЗ:

-анаиболее опасен выброс ОР СУЗ в состоянии работы на полной мощности. Однако необходимо анализировать и промежуточные уровни исходной мощности с погруженными несколькими группами ОР СУЗ и сниженным расходом теплоносителя. Существуют две характерные и практически независимые друг от друга стадии данного режима - стадия быстрого импульсного ввода реактивности (RIA) и стадия малой течи (она может быть охвачена анализами отдельной категории течей);

-апервая стадия длится около 2 с, в начале которых реализуется всплеск инте-

гральной и особенно локальной мощности в активной зоне. Эффект Допплера эффективно подавляет этот всплеск и стабилизирует увеличение мощности, ограниченное примерно 5а%, слабо повышая температуру и энтальпию топлива, но значительно снижая запас до кризиса. Анализ данного режима с консервативным моделированием показывает достаточно мягкое его протекание и выполнение приёмочных критериев по топливу даже без учёта срабатывания АЗ.

При более консервативных предположениях, в частности о большом положительном исходном аксиальном оффсете энерговыделения, возможно достижение кризиса на первой же секунде. Хотя и в этом случае может не произойти повреждения активной зоны, однако своевременное срабатывание АЗ (хотя бы с невысокими требованиями по её эффективности) здесь представляется необходимым;

-аоценивался ввод реактивности в условиях неравномерности температуры и концентрации поглотителя по петлям и секторам активной зоны в процессе интенсивного послеаварийного расхолаживания. Продемонстрирована безопасность режима даже при минимальном воздействии штатной системы ввода бора, что отражает благоприятное действие внутренне присущих свойств ядерного топлива ВВЭР на безопасность.

Табл. 4аЦаГомогенное деборирование. Значения параметров для сценария с поздним отключением АРМ. Вариант BOT (максимум энерговыделения внизу)

Характеристика	H_9, %	Ql_hot, Вт/см	DNBR, отн. ед.	Tf_hot, оС	H_hot, Дж/г
Значения в момент отключения АРМ	44	557	1,43	2201	516
Наихудшие величины до начала падения ОР СУЗ	44	607	1,27	2336	560

Табл. 5аЦаГомогенное деборирование. Значения параметров для сценария с поздним отключением АРМ. Вариант TOP (максимум наверху)

Характеристика	H_9, %	Ql_hot, Вт/см	DNBR, отн. ед.	Tf_hot, оС	H_hot, Дж/г
Значения в момент отключения АРМ	21	424	1,13	1800	416
Наихудшие величины до начала падения ОР СУЗ	21	426	1,03	1820	421

Обоснована безопасность в консервативном приближении для проектного режима (ННУЭ) с непредусмотренным гомогенным разбавлением бора. Методическая особенность данного анализа состоит в демонстрации целесообразности использования пространственной кинетики даже в том режиме, в котором не реализуются неравномерности по петлям и в активной зоне по концентрации бора или температуре.

Наряду с традиционными сценариями, исследован наиболее консервативный сценарий с изначально работающим АРМ и с последующим "поздним" его ошибочным отключением (с уже введёнными в активную зону группами ОР СУЗ).

Очередная группа ОР СУЗ прекращает погружение в активную зону и мощность увеличивается до уставки срабатывания АЗ при повышенной неравномерности энерговыделения. Тем не менее, приёмочные критерии выполняются даже при очень консервативных предположениях (рис. 22 и табл. 4, 5). Особенностью данного сценария является смещение энерговыделения в нижнюю часть активной зоны из-за повышения мощности и температуры теплоносителя в активной зоне. Это играет положительную роль для варианта TOP, в котором значение Offset снижается от +3,1адо -2а%, что создаёт точку перегиба для критериальных параметров Ql_hot, Tf_hot и H_hot в их зависимостях от времени. Т.е. после некоторого ухудшения до наиболее неблагоприятных величин, их значения затем улучшаются вплоть до исходных (в момент отключения АРМ) и даже ниже. В результате темп снижения DNBR уменьшается с ростом мощности и фактически предотвращается достижение кризиса.

Для режима с непредусмотренным гетерогенным разбавлением бора (пробка ЧК) проведены расчётно-экспериментальные исследования. Наиболее опасным запроектным режимом с вводом реактивности является пуск первого ГЦН на петле с образовавшейся пробкой с низкой или нулевой концентрацией бора.

Время прохождения пробки ЧК от гидрозатвора до активной зоны составляет несколько секунд. Разогнавшаяся пробка входит в активную зону и быстро (за время порядка 1ас) может вывести реактор из глубокой подкритичности в надкритическое состояние и вызвать образование опасной нейтронной вспышки. Данный режим исследовался ранее экспериментально и расчётами для PWR и ВВЭР (P.Siltanen, S.Kliem и др.).

В ОКБ Гидропресс режим исследовался экспериментально на стенде-модели (в масштабе 1:5) ВВЭР-1000 (Ю.А.Безруков, Е.А.Лисенков и др.), а также расчётным моделированием измерений по коду CFX (A.В.Шишов, Д.А.Посысаев и др.). На основе проведённых расчётно-экспериментальных исследований соискатель предложил аппроксимацию для натурного энергоблока (рис. 23), выполнил моделирование режима по связанному НФ+ТГ коду КОРСАР (рис. 24 - 27), участвовал в анализе результатов и формировании выводов. Получено, что:

-ареакторы ВВЭР-1000 с 61 ОР СУЗ обладают достаточными запасами по штатным средствам воздействия на реактивность и внутренне присущим обратным связям, чтобы с высокой вероятностью гарантировать их непревышение в процессе пуска энергоблоков с ВВЭР-1000 с модернизацией активных зон. Продемонстрирована безопасность в аварии с пробкой ЧК объёмом до 8-9ам3. Т.е. ошибочная работа насоса подпитки в течение не менее полутора-двух часов не приведёт к повреждению активной зоны в этом режиме. До проведения анализа по связанному коду, опасным считался объём ЧК 150-200ал, сверхконсервативно оцененный ранее соискателем. Повышение количества ОР СУЗ с 61 до 121ашт. увеличивает примерно на 35а% безопасный объём пробки и безопасный период времени непредусмотренной подпитки ЧК;

-адля повышения безопасности данного режима требуется изменить регламент пуска реактора, таким образом, чтобы пуск первого ГЦН производился не с нижнего конечного выключателя (НКВ), а с более низкого положения нижнего жёсткого упора (НЖУ), что обеспечит на 7асм меньшее неперекрытие топлива поглотителем и увеличит безопасный объём пробки на 12-15а%;

-аданный режим ЗПА является потенциально крайне опасной аварией типа RIA с точки зрения повреждения активной зоны. Поэтому вероятность её возникновения должна быть сведена к допустимому минимуму (либо устранена) специальными организационно-техническими мероприятиями, которые в настоящее время во многом реализованы, однако ещё имеют потенциал совершенствования;

-апри превышении допустимых объёмов непредусмотренной подпитки в режиме с пробкой ЧК могут быть созданы условия для повреждения активной зоны. Эти условия нарушения приёмочных критериев смягчаются быстротечностью и локальностью. Оба выявленных эффекта прохождения пробки, изначально обусловленные гидродинамикой, существенно усиливаются внутренне присущими свойствами топлива (эффектом Допплера). Благоприятный эффект быстротечности состоит в том, что периоды времени достижения наиболее опасных значений реактивности (более 1,3-1,5аэф) не превышают 0,1-0,2ас, тогда как пробка и её ядро проходят через активную зону значительно дольше - примерно за 3ас. Благоприятный эффект локальности состоит в том, что наиболее опасные значения критериальных параметров достигаются во фрагменте топлива, в 20-30араз меньшем объёма ядра пробки в активной зоне (повреждаются наиболее горячие твэлы в относительно небольшом фрагменте свежего и слабо выгоревшего топлива). С учётом потвэльной неравномерности энерговыделения опасный топливный фрагмент уменьшается ещё примерно на порядок. Учитывая, что CHF значительно выше для быстрых процессов, позволяет ожидать более лёгкое протекание этой аварии с увеличенными пробками ЧК (до~11ам3 для 61аОР СУЗ). Вместе с тем требуется дополнительное обоснование консервативности моделирования по аппроксимации рис. 23 путём проведения расчётов CFD (и желательно в связке с КОРСАР) для натурного энергоблока.

Рис.а26а-аЗависимости экстремальных значений температуры топлива и оболочки твэл в горячем канале от объёма пробки ЧК (Vslug) для 61 и 121аОР СУЗ

Рис.а27а-аЗависимости экстремальных значений радиально усреднённой энтальпии топлива в горячем канале от объёма пробки ЧК (Vslug) для 61 и 121аОР СУЗ

Заключение

1.аРешена важная и актуальная научно-техническая проблема - разработаны и внедрены новые методические подходы к обоснованию модернизации РУ с ВВЭР с использованием нейтронных и теплогидравлических расчётных кодов улучшенной оценки и вероятностных методов, в том числе в их взаимосвязи, и выработаны на их основе научно обоснованные технические решения по модернизации активной зоны и повышению мощности, надёжности, безопасности и экономичности действующих энергоблоков и повышению уровня проектируемых реакторов ВВЭР.

2.аПроведен анализ источников неравномерностей энерговыделения в активных зонах ВВЭР. Проанализированы пути совершенствования активных зон и ТВС ВВЭР. Приведен обзор состояния с искривлением ТВС ВВЭР-1000 (возникшего в 90-х годах) и PWR. Соответствующие возмущения межкассетных водяных зазоров не являются препятствием для модернизации ВВЭР. Доказана целесообразность снижения технологических допусков, повышения топливозаполненности ТВС, снижения величины межкассетных зазоров. Обоснована оптимальная схема с гафниевыми листами, внедрённая в производство всех кассет АРК ВВЭР-440 и защищённая патентом РФ. Всего получено три патента на изобретения, относящихся к модернизации ТВС ВВЭР.

3.аДиссертационная работа базируется на современной методологии безопасности. Проанализирована эволюция методологии от консервативных и детерминистических подходов к реалистическим, вероятностным и риск-информативным. Усовершенствована методология пространственных эффектов с ориентацией на реалистические коды с практической реализацией концепции "разумного" консерватизма в анализах безопасности. Усовершенствование концепции эксплуатационных пределов и исходных стационарных условий для анализов безопасности - по уточнению мониторинга энерговыделений, "лимитной кривой" энерговыделения, параметрам ТКР, ТПК и эффективности АЗ, с целенаправленным обоснованным ужесточением одних и смягчением других аспектов, повысит гибкость и безопасность эксплуатации и облегчит внедрение выгодных модернизаций фактически без ухудшения топливных критериальных параметров. Так, ТПК не является адекватным критерием безопасности и достижение повторной критичности, само по себе не представляет опасности. Достижение же кризиса DNB после срабатывания АЗ в режиме с разрывом паропровода оказывается недопустимым, т.к. приводит к неприемлемому повреждению активной зоны. Представлены аргументы по улучшению понимания, трактовке и корректировке отдельных положений Российских НТД.

4.аПриведен обзор современных нейтронно-физических и теплогидравлических кодов и перспектив их развития и усовершенствования. Решены конкретные задачи по расширенной верификации и обоснованию применимости инженерных кодов в методически проблемной области.

5.аОбосновано связывание нейтронного, теплогидравлического и вероятностного аспектов как база для перспективного риск-информативного подхода. Перспективный метод BEPU-GRS (и его усовершенствование соискателем BEPU-GP для анализа многовариантных задач) позволяет продемонстрировать живучесть РУ с ВВЭР-1000 в авариях с глубоким захолаживанием. Метод BEPU-GP применим для задач ВАБ, ATWS и ЗПА. С его использованием разработан концептуальный подход к определению минимально достаточного количества ОР СУЗ для АЗ ВВЭР. Новый подход позволяет найти приемлемое решение задачи, совмещающей пять важных условий, конкурирующих между собой: (1)анизкое значение вероятности отказа АЗ по требованию и соответственно пренебрежимо низкое значение вероятности повреждения активной зоны для определяющего исходного события; (2)аконсервативно высокое значение вероятности застревания нескольких ОР СУЗ; (3)аумеренное количество ОРаСУЗ; (4)аулучшенный мониторинг энерговыделения; (5)аповышение технических характеристик и безопасности ВВЭР.

6.аУсовершенствован подход к обоснованию ядерной безопасности при транспортировке и хранении ядерного топлива и обоснована безопасность для ряда российских и зарубежных АЭС с модернизированным топливом ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с повышенными размножающими свойствами, что позволило добиться технических и экономических выгод.

7. Обосновано в проектах и внедрено и эксплуатацию повышение мощности действующих Российских энергоблоков с ВВЭР-1000 до 104а% и до 18амес. длительности кампании реактора в аспекте безопасности для режимов RIA (обоснование форсирования мощности для АЭС Козлодуй в Болгарии успешно завершается в настоящее время).

8.аДля дальнейшего повышения параметров эффективности и безопасности в качестве технических мероприятий целесообразно внедрение перемешивающих решёток в ТВС и аксиального профилирования обогащения топлива. Организационными мероприятиями являются усовершенствование эксплуатационных пределов безопасности, базы экспериментальных данных и регламента (пуск первого ГЦН при положении ОР СУЗ на НЖУ), внедрение уточнённых методов (CFD) и расчётов с использованием суперкомпьютеров, уточнение формулировок нормативных требований и определений (отмечена важность проблемы адекватного перевода, с переводом соискателя представлены важные определения МАГАТЭ и EUR, имеющие отношения к диссертационной работе).

Основные публикации по теме диссертации

Г.Л.Пономаренко. Анализ критичности при транспортировке и хранении топлива на АЭС с ВВЭР. // "Атомная энергия", 1999, том 87, вып. 1, с.а11÷16.
Г.Л.Пономаренко. Учет влияния искривления ТВС ВВЭР-1000 на мощность твэлов. // "Атомная энергия", 1999, том 87, вып. 3, с.а210÷213.
Г.Л.Пономаренко, А.В.Воронков, А.К.Горохов. Вероятностный метод оценки влияния зазоров между ТВС на энерговыделение в активной зоне ВВЭР-1000. // "Атомная энергия", 2001, том 91, вып. 1.
Г.Л.Пономаренко, А.И.Попыкин. Сравнение некоторых расчетов по программе MCU и WIMS/D4 для кассеты ВВЭР-440. Доклад на 8 Симпозиум AER, 21-25 сентября 1998, Чешская Республика.
В.Б.Лушин, Г.Л.Пономаренко. Модернизация стыковочного узла кассеты АРК ВВЭР-440. Доклад на Финско-Российский семинар по обмену опытом эксплуатации ядерного топлива ВВЭР-440. Финляндия, г.аХельсинки, 1-3 июня 1999.
О.А.Никишов, П.А.Болобов, О.В.Бочаров, В.А.Брода, М.П.Васильев, В.С.Курсков, Ю.А.Крайнов, В.Б.Лушин, А.А.Енин, А.К.Панюшкин, Г.Л.Пономаренко. Составная кассета системы управления мощностью активной зоны ядерного реактора. Комитет Российской Федерации по патентам и товарным знакам. Патент РФ на изобретение №а2166214 С1 от 27.04.2001.
Г.Л.Пономаренко, И.Н.Васильченко, А.А.Енин, С.Н.Кобелев, В.И.Наумов и др. Способ снижения неравномерности распределения теплотехнических запасов в тепловыделяющих сборках активной зоны ядерного реактора. Патент РФ на изобретение №а2219600 от 20.12.2003.
С.Б.Рыжов, И.Н.Васильченко, С.Н.Кобелев, Г.Л.Пономаренко, Е.Д.Демин, В.В.Вьялицын. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты). Патент РФ на изобретение 2003116108 от 30.05.2003.
М.А.Подшибякин, Н.П.Коноплёв, Г.Л.Пономаренко, И.В.Новак. Разработка алгоритма автоматического регулирования мощности реактора, обеспечивающего работу РУ с ВВЭР в режимах следования за нагрузкой. //"Вопросы атомной науки и техники", сер.аОбеспечение безопасности АЭС. Вып.а1: РУ с ВВЭР, 2002аг.
ПономаренкоаГ.Л., БыковаМ.А., ПодшибякинаА.К. Моделирование детализированных распределений мощности в активной зоне ВВЭР для анализов безопасности. //"Атомная энергия", том 94, вып.а5, 2003, стр. 339-344.
Пономаренко Г.Л., Быков М.А., Алёхин Г.В. Предварительное обоснование исследования перемешивания теплоносителя методом борного регулирования. //"Вопросы атомной науки и техники", серия Обеспечение безопасности АЭС, вып. 7 РУ с ВВЭР, 2004 г., ас. 61-74.
Г.Л.Пономаренко, С.Б.Рыжов, М.А.Быков, Д.Н.Ермаков. Новый концептуальный подход к определению минимально достаточной эффективности аварийной защиты ВВЭР. //"ВАНТ", серия Обеспечение безопасности АЭС, вып. 13. Реакторные установки с ВВЭР, Подольск 2006 г., стр. 27-41.
Г.Л.Пономаренко и др. Новый подход к определению минимально достаточной аварийной защиты. В журнале Атомная энергия, 2006аг., №3.
Г.Л.Пономаренко, Ю.Г.Драгунов, М.А.Быков. Авария с пробкой из чистого конденсата и обеспечение безопасности ВВЭР-1000 при его модернизации. //"ВАНТ", серия Обеспечение безопасности АЭС, вып.а17, 2007аг., Подольск, стр. 51-67.
G.L.Ponomarenko, S.B.Ryzhov, M.A.Bykov, A.M.Moskalev. Use of BEPU technique for analyses of BDBAs with cooling in WWER-1000. ICONE17-75537. Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering ICONE17, July 12-16, 2009, Brussels, Belgium.
Г.Л.Пономаренко, М.А.Быков, А.М.Москалёв. Использование метода BEPU для исследования запроектных аварийных режимов с захолаживанием в ВВЭР-1000. //"ВАНТ", 2009. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Вып.а25. РУ с ВВЭР, с.а78-95.
Г.Л.Пономаренко, М.А.Лукьянов, В.Д.Шмелев, Ю.А.Ананьев. Пути совершенствования активной зоны реактора ВВЭР-1000. Доклад на XVIII Симпозиум ВМК по физике ВВЭР, г.аПрахатице, Чехия, сентябрь 1989.
.К.Шишков, А.М.Павловичев, Г.Л.Пономаренко и др. TACIS-93.аАнализ активной зоны ВВЭР-1000, 1995.
Г.Л.Пономаренко, В.П.Денисов, И.Н.Васильченко и др. Особенности конструкции кассеты ВВЭР-1000 и показатели топливного цикла. Доклад на XI семинар по проблемам физики реакторов Волга-2000. 4 - 8 сентября 2000. Сборник докладов, с. 4 - 6.
Г.Л.Пономаренко, И.Н.Васильченко, А.В.Воронков и др. Исследование возможности повышения технико-экономических характеристик активной зоны ВВЭР-1000. Доклад на 2-ю Всероссийскую конференцию по безопасности АЭС с ВВЭР. ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, 19-23 ноября 2001 г.
Г.Л.Пономаренко. Неравномерности энерговыделения и их подавление в кассетах ВВЭР. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Москва, 2002.
Рыжов С.Б., Пономаренко Г.Л., Васильченко И.Н. и др. Возможность повышения эффективности использования топлива в активной зоне ВВЭР-1000. Доклад на 3-й конф. в ОКБ "Гидропресс", Подольск, 26-30 мая 2003 г.
G.L.Ponomarenko, M.A.Bykov. "BE" and possible increase of WWER-1000 efficiency and power. International Meeting on Updates in Best-Estimate Methods in Nuclear Installation Safety Analysis (BE-2004) Washington, D.C., November 15-18, 2004, CD proceedings.
G.Ponomarenko, N.Kozlova. Analysis of accidents with the failure of emergency reactor protection system (ATWS). Computational research of emergency processes. Support to Rostechnadzor and its TSOs with the purpose to review documents justifying safety of Russian NPPs. TACIS Project NR3.IA/03-3 (RF/TS/46). Moscow, 08.2007.
Г.Л.Пономаренко, М.А.Быков, В.А.Мохов, И.Н.Васильченко, В.Я.Беркович, И.Г.Щекин. Анализ наиболее значимых реактивностных аварий при модернизации РУ ВВЭР-1000. Доклад на 6-й МНТК в ОКБ "ГИДРОПРЕСС" Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, Подольск, 26-29 мая 2009 г.
А.В.Тихомиров, Г.Л.Пономаренко. Оценка точности расчётов состояний активной зоны ВВЭР-1000 с неполным перекрытием топлива поглотителем. Доклад на симпозиум AER-2010, Финляндия, сентябрь 2010.
G.L.Ponomarenko. Common Review and the Typical Properties of WWER Nuclear Design in connection with the today's tasks. Presentation for Regional Training Course on Nuclear Fuel Management and Licensing. IAEA PROJECT RER/3/008. Curtea de Arges, Romania, 29 November - 3 December 2010.
G.L.Ponomarenko. Evolution from Conservative Deterministic Approaches to Realistic, Probabilistic and Risk-Informed. Презентация там же.
G.L.Ponomarenko. Safety Assessment of WWER Nuclear Fuel during Incidents and Accidents with Reactivity Insertion. Презентация там же.
G.L.Ponomarenko. WWER Fuel and Fuel Cycle Innovations. Презентация там же.
G.L.Ponomarenko. Computer Codes needed for Fuel Safety Assessment. Презентация там же.
G.Ponomarenko. Assessment of Reasonable Quantity of Control Rods in WWERs using the Uncertainties Quantification. IAEA PROJECT RER/9/095. Regional Technical Meeting on Quantification of safety Margins. Hungarian Atomic Energy Agency. Budapest, Hungary, 9 - 13 May 2011.
Г.Л.Пономаренко. Новый концептуальный подход для определения минимально достаточного количества ОР СУЗ в ВВЭР. Доклад на 7-й МНТК в ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск, 17-20 мая 2011 г.
Г.Л.Пономаренко. Безопасность режима с глубоким захолаживанием для ВВЭР-1000 с повышенными техническими параметрами. Презентация там же.

Отпечатано в ОАО ОКБ "Гидропресс" 01.06.2011

по решению диссертационного совета Да418.001.01 №49-2011 от 24.05.2011 г.

Тираж - 70 экз.

1 Pressurized Water Reactor - зарубежные реакторы, аналогичные реакторам типа ВВЭР

2 Best Estimate Plus Uncertainties - реалистический анализ с оценкой неопределённостей

3 Reactivity Initiated Accident

4 Коды разработаны в НИТИ им. А.П.Александрова

5 Работы выполнялись совместно с РНЦ КИ.

6 В 2008 г. РНЦ Курчатовский институт аттестовал последнюю версию БИПР-7 для таких целей с участием соискателя в качестве эксперта ОФАП.

7 Technical Assistance for Commonwealth of Independent States

8 Boiling Water Reactor - кипящие реакторы

9 Технология пассивной безопасности, разработанная фирмой Westinghouse, обоснована широким применением риск-информативного подхода и сулит получение большой выгоды. По такой же технологии с 1999аг. разрабатывается и европейский проект EP1000.

10 Эти темы традиционно разрабатывались РНЦ Курчатовский институт (Научный Руководитель проектов) и ОКБ "Гидропресс" (Генеральный Конструктор) либо совместно, либо параллельно.

11 ГНЦ ФЭИ провёл НФ и ТГ обоснования для "ТВС-квадрат" по собственным кодам. ПК САПФИР-RC-КОРСАР также может быть применён для этих целей без особых сложностей.

12 Gesellshaft fur Anlagen und Reaktorsicherheit (Общество по безопасности, Германия).

13 Anticipated Transient Without Scram (режим с наложением отказа АЗ).

Авторефераты по всем темам >> Авторефераты по техническим специальностям

Blog