Обоснование повышения технических характеристик реакторов ввэр с использованием нейтронно-физическиХ, теплогидравлических и вероятностных расчетных методов

Вид материала

Содержание

И в средней зоне - менее пяти ОР СУЗ И
Повышение недохода

Подобный материал:

1 2 3 4

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 448 Вт/см (для В-320) до 420 Вт/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 360 Вт/см на высоте 90 % от низа активной зоны (вместо 80 %, 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-GRS^¹² 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 ATWS^¹³ 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).

С

оискатель 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. 9 – Типичная, 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. рис. 9 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:

P_conf=

· (1 – P)ⁱ· P^m-i (1)

Соответственно вероятность неуспеха P_fail выражается как:

P_fail = 1 - P (2)

Вероятность отказа АЗ по требованию зависит от вероятности застревания P(stuck [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_EP_fail = P(stuck [M-K]) · P_fail (3)

и она должна быть ограничена сверху требованием ГОСТ:

P

_EP_fail  10⁵ (4)

Сформулированы и обоснованы два критерия неуспешных комбинаций сработавших ОР СУЗ в режиме с разрывом паропровода: 1) Первый критерий неуспеха (см. рис. 9): 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 3300 МВт, а также с более консервативными предположениями по исходным параметрам и предположениям.

2) Второй критерий неуспеха (рис. 9): 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.

К

ритерии 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 (95-99 % и соответствующую вероятность P_Mid ≤ (1,0 - 5,0)·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) ≤ (1,0 - 5,0)·10^-10 для определяющего исходного события, возникающего с вероятностью P(MSLB) ≤ 10^-3 по формуле:

P(CD) = P(MSLB) · P_Mid · P_EP_fail (5)

На основе вышеописанных положений соискателем разработан концептуальный подход к определению минимально достаточного количества ОР СУЗ для аварийной защиты ВВЭР (рис. 10-14 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) низкое нормативное значение P_EP_fail £ 10^-5 вероятности отказа АЗ и соответственно низкое значение вероятности P(CD) ≤ (1,0 - 5,0) 10^-10 для определяющего исходного события (разрыв паропровода);

Таблица 2 – Вероятность успеха при m = 10000 шт.

Уровень, соответствующий конкретному количеству неблагоприятных вариантов	(k-1) / m, отн.ед.	P
	(k-1) / m, отн.ед.	P_conf ≥ 0,95	P_conf≥ 0,9999
Lev_0	0	0,9997	0,9990
Lev_50	0,005	0,9937	0,9917
Lev_350	0,035	0,9600	0,9555

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

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

(4) улучшенный мониторинг энерговыделения в активной зоне (нейтронные датчики КНИ размещены в центральных ячейках ТВС);

(5) повышение 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 m = 10000 шт.

Уровень	(k-1) / m, отн.ед.	P(stuck[M-K]) = 10^-5 / (1 – P), не более
Уровень	(k-1) / m, отн.ед.	P_conf ≥ 0,95	P_conf≥ 0,9999
Lev_0	0	3,3·10^-2	1,0·10^-2
Lev_50	0,005	1,6·10^-3	1,2·10^-3
Lev_350	0,035	2,5·10^-4	2,2·10^-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:

- прямые 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;

- на мощности 30 - 75 % N_nom 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=64 шт. из M = 76 ОР СУЗ	б) второй критерий неуспеха K=42 шт. из M = 61 ОР СУЗ
· - в ячейке нет ОР; х – ОР сработал; о – ОР завис; Х – ОР сработал в квадранте 2; О – ОР завис в квадранте 2 Рис. 14 – Примеры, 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 5 абс. %. 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 120^о ПрЧС
t = 30 s. Распределение энерговыделения, Вт/см
Рис. 15 – 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. 16 – 18). 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 150 мм 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 10-15 %) 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 110 %.

Для проектного режима (ПА) с разрывом паропровода обоснована безопасность с консервативным моделированием всех значимых факторов. Произвольная степень консерватизма по захолаживанию ядра "холодного" сектора (до 100-150 ^оС) 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 4 ОР). Получены следующие результаты:

- из всех проектных режимов авария с глубоким захолаживанием теплоноси-

т

еля 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 61 и менее ОР СУЗ);

- потенциально опасным является период от 70 до 100 с 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;

- обнаружен 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 4,2 % 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. 20 – Разрыв паропровода. Изменения параметров в горячем канале и в различных сечениях (1), (2), (3),…,(10) по его высоте

- допустимость (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. 20 б)). 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. 21 – Размещение различного количества ОР СУЗ в активной зоне

- недопустимость 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. 20 в,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 ~10 с) приводит к нарушению всех топливных критериев (плавление, фрагментация и 1200 ^оС 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:

- наиболее 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);

- первая 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 5 %, 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;

- оценивался 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. 4 – Гомогенное 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. 5 – Гомогенное 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).

О

чередная 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 +3,1 до -2 %, 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 1 с) 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.).

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:

- реакторы 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 8-9 м³. 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 150-200 л, сверхконсервативно оцененный ранее соискателем. Повышение количества ОР СУЗ с 61 до 121 шт. увеличивает примерно на 35 % безопасный объём пробки и безопасный период времени непредусмотренной подпитки ЧК;

- для 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 7 см меньшее неперекрытие топлива поглотителем и увеличит безопасный объём пробки на 12-15 %;

- данный 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;

- при 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 1,3-1,5 β_эф) не превышают 0,1-0,2 с, тогда как пробка и её ядро проходят через активную зону значительно дольше – примерно за 3 с. Благоприятный эффект локальности состоит в том, что наиболее опасные значения критериальных параметров достигаются во фрагменте топлива, в 20-30 раз 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~11 м³ для 61 ОР 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. 26 - Зависимости экстремальных значений температуры топлива и оболочки твэл в горячем канале от объёма пробки ЧК (Vslug) для 61 и 121 ОР СУЗ

Рис. 27 - Зависимости экстремальных значений радиально усреднённой энтальпии топлива в горячем канале от объёма пробки ЧК (Vslug) для 61 и 121 ОР СУЗ

Blog

Обоснование повышения технических характеристик реакторов ввэр с использованием нейтронно-физическиХ, теплогидравлических и вероятностных расчетных методов

Содержание