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

Вид материала

Содержание

Подольск – 2011
Общая характеристика работы
Целью диссертационной работы
Достоверность и обоснованность полученных результатов.
На защиту выносится
Научная новизна.
Практическая значимость и внедрение результатов работы.
Личный вклад автора
Апробация работы
Структура и объем диссертации
содержание работы
Повышение технико-экономических характеристик
И в средней зоне - менее пяти ОР СУЗ И
Повышение недохода
Основные публикации по теме диссертации

Подобный материал:

1 2 3 4

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

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 PWR^¹ 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:

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

- реализация концепции разумного консерватизма при проведении анализов безопасности;

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

- разработку и внедрение ряда новых вероятностных подходов и методов (в том числе метод BEPU^²-GP);

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

- обоснование низкого значения вероятности отказа аварийной защиты (АЗ) по требованию менее 10^-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 121 шт. на АЭС-2006);

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

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

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

- предложения по модификации положений российской НТД в ядерной области.

Научная новизна. 1. Усовершенствована 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:

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

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

- для 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. Используя новые подходы, проанализирован ряд сложных стационарных и нестационарных процессов и выявлены их существенные особенности. Это аварийные режимы с вводом реактивности (RIA^³), 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/ГП^⁴ 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. Предложены несколько новых технических решений по модернизации конструкций ТВС ВВЭР для снижения неравномерностей энерговыделения и охлаждения, повышения эффективности топливоиспользования.

4. Предложено 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. Впервые проанализированы принципиальные аспекты режима слежения за нагрузкой в ВВЭР-1000 (регулирование поля энерговыделения, анализ изменения локальных энерговыделений при перемещении ОР СУЗ, минимизация водообмена).

Практическая значимость и внедрение результатов работы. Обоснованы повышение мощности действующих энергоблоков с ВВЭР-1000 до 104 % и до 18 мес. длительности кампании реактора в аспекте безопасности режимов с вводом реактивности^⁵.

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:

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

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

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

- метод 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-1000^⁶.

Получены патенты РФ на изобретения: № 2166214 С1 «Составная кассета системы управления мощностью активной зоны ядерного реактора», № 2219600 «Способ снижения неравномерности распределения теплотехнических запасов в ТВС», № 2003116108 «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.

Личный 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 1990-1991 гг. 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 TACIS^⁷, 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, 1989, 1996 гг.;
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, 2009 и 2011 гг.;
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 “Атомная энергия” в 1999, 2001, 2003 и 2006 гг.;
публикации статей в журнале “Вопросы атомной науки и техники” в 2002, 2004, 2006, 2007 и 2009 гг.;
на конференции "Оценка экспериментальных данных и верификация расчётных кодов" в НИТИ им. А.П.Александрова в 2004 г.;
на международной конференции "BE-2004" по усовершенствованию BE методов в анализе безопасности ядерных установок в Вашингтоне в 2004 г.;
на международной конференции МНТК-2004 в концерне Росэнергоатом в 2004 г.;
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. Тэджон

(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. Брюссель (Бельгия) в 2009 г.;
в отчётах по проектам TACIS "Анализ активной зоны ВВЭР-1000" в 1995 г. и "Анализ аварий с отказом системы аварийной защиты ВВЭР-1000" в 2007 г.;
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.

Blog

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

Содержание

Подольск – 2011

Общая характеристика работы