Задачи интерпретации измерений динамических характеристик с позиций математической теории реакторов

Вид материала

Содержание

Подобный материал:

1 2 3 4

УДК 621.311.25(06) Физико-технические проблемы ядерной энергетики

В.И. САВАНДЕР

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

УЧЕТ ВЛИЯНИЯ ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА НА ЗАТРАТЫ

ПРИ ОБРАЩЕНИИ С ОТРАБОТАВШИМ

ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

Рассматривается топливный цикл реактора типа ВВЭР-1000. Приводится оценка влияния выгорания выгружаемого топлива на топливную составляющую стоимости электроэнергии, выработанной этим топливом. В расчетах предполагается зависимость затрат на транспортировку, хранение и переработку ОЯТ. Показано, что при определенной степени роста затрат на обращение с ОЯТ, дальнейшее повышение выгорания топлива приводит к возрастанию топливной составляющей стоимости произведенной электроэнергии в реакторах этого типа.

А.Н. ШМЕЛЕВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

О ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ МЕТОДАХ ЗАЩИТЫ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ В ЗАМКНУТЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛАХ,
О ПОТЕНЦИАЛЬНОЙ РОЛИ ²³²U

Замыкание топливного цикла в ядерной энергетике предполагает рецикл накапливающихся делящихся материалов: плутония и в перспективе – урана-233. Изыскание и разработка методов снижения привлекательности этих материалов для несанкционированного переключения рассматривается как важный фактор, способствующий широкому распространению ядерной технологии в мире.

В докладе рассматриваются некоторые физические методы формирования нуклидного состава топлива в замкнутых топливных циклах, которые способствуют повышению защищенности циркулирующих делящихся материалов.

Н.В. ЩУКИН

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

ЗАДАЧИ ИНТЕРПРЕТАЦИИ ИЗМЕРЕНИЙ ДИНАМИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК С ПОЗИЦИЙ МАТЕМАТИЧЕСКОЙ ТЕОРИИ РЕАКТОРОВ

Обсуждается проблема неоднозначности описания динамики физически больших реакторов в терминах одноточечной модели нейтронной кинетики. Формулируются условия применимости критериев безопасности, связанных с понятием «реактивность». Предлагается последовательный подход к интерпретации реакторных измерений, основанный на теореме о спектральном разложении и асимптотическом представлении решения нестационарного уравнения переноса нейтронов. Даётся предварительная расчётная оценка эффективности алгоритмов обработки экспериментальных данных, реализующих предложенный подход.

Г.В. ТИХОМИРОВ, М.Ю. ТЕРНОВЫХ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

ИСТОЧНИКИ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ ПАРАМЕТРОВ

ОТРАБОТАВШИХ ТВС ВВЭР

Экспериментальные методики, используемые на АЭС, для определения мощности и параметров спектра не позволяют определить значения абсолютно точно. Поэтому всегда имеется неопределенность в эксплутационных характеристиках ОТВС, таких как: глубина выгорания, средняя температура топлива и теплоносителя во время облучения, концентрация борной кислоты и др. Рассмотрен набор «базовых» вариантов с различными значениями обогащения. Для определения диапазонов неопределенности в концентрациях изотопов урана и плутония в ОТВС для каждого «базового» варианта была выполнена серия расчетов, в которых параметры расчетной модели отклонялись от номинального значения («возмущенные» варианты). Выбор параметров модели, для которых было проведено «возмущение», проводился исходя из особенностей эксплуатации реакторов ВВЭР.

Ю.В. СТОГОВ, В.Н. ПРОСЕЛКОВ¹

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

¹Институт ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт»

ИССЛЕДОВАНИЯ С ЦЕЛЬЮ ПОВЫШЕНИЯ ГЛУБИНЫ
ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРАХ

Одно из направлений НИР для легководных реакторов – обоснование и реализация очень глубокого выгорания топлива: (60100) ГВтсут/т. Теоретически глубина выгорания 100 ГВтсут/т может быть достигнута при увеличении обогащения по ²³⁵U топлива подпитки до 8,5%. При увеличении глубины выгорания от 50 до 100 ГВтсут/т масса топлива, загружаемого и выгружаемого ежегодно, может быть снижена в 2 раза, а продукты деления будут сконцентрированы в меньшей массе топлива. НИР, проводимые по проблеме очень глубокого выгорания топлива в легководных реакторах, охватывают широкий диапазон направлений: исследование топливных циклов, повышение безопасности, снижение капитальных затрат и стоимости эксплуатации АЭС, противодействие распространению ядерных материалов, обращение с радиоактивными отходами.

М.В. ЩУРОВСКАЯ, В.П. АЛФЕРОВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

РАЗВИТИЕ ТЕХНОЛОГИИ РАСЧЕТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА
НА БАЗЕ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА TIGRIS

Для ИРТ МИФИ разработана и аттестована инженерная программа нейтронно-физического расчета TIGRIS. Имеется успешный опыт применения расчетной модели для решения эксплуатационных задач (методика сопоставления результатов расчета с экспериментальными данными, методика верификации программы). Основным продуктом своей деятельности авторы модели считают в большей степени этот опыт, нежели расчетную модель, а он применим к практически любому ИР. Сотрудничество в области внедрения результатов нейтронно-физического расчета в эксплуатацию поддерживается с ИРТ Т (НИИЯФ ТПУ), с реконструируемым ИРВ-М2 (НИИП), в 2000-2002г.г. поддерживалось с СМ (НИИАР). В настоящее время проводится адаптация программы TIGRIS для расчета ВВР-ц (филиал НИФХИ им. Л.Я. Карпова).

А.М. ЗАГРЕБАЕВ, Н.В. ОВСЯННИКОВА

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

Математическое моделирование корреляционного метода измерения расхода однофазного

теплоносителя в ядерном реакторе

Моделирование корреляционного метода измерения расхода теплоносителя проводится с использованием математической модели активации теплоносителя в активной зоне. Случайная составляющая вносится в расход теплоносителя, мощность канала, в распределение линейной нагрузки. Для моделирования случайной составляющей разработан формирующий фильтр, позволяющий получать случайные величины с заданными статистическими свойствами. При расчете плотности теплоносителя используются уравнения теплогидравлики. Результаты моделирования согласуются с экспериментальными данными. Погрешность определения расхода составляет 2-6%. Проведенные модельные исследования позволяют сделать вывод о применимости разработанной модели для планирования и интерпретации корреляционных экспериментов.

А. М. ЗАГРЕБАЕВ, Н.В. ОВСЯННИКОВА

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

Оптимизационные задачи по порядку извлечения негерметичных тепловыделяющих сборок
в реакторе РБМК

Рассматривается возможность оптимизации порядка извлечения негерметичных тепловыделяющих сборок в реакторе при различных критериях и ограничениях. Приводится решение оптимизационных задач при ограничении на величину предельно допустимого выброса и при наличии штрафа.

А.М. ЗАГРЕБАЕВ, Н.В. ОВСЯННИКОВА

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

Пространственно-временная

математическая модель активации

однофазного теплоносителя

Приводится математическая модель и методика расчета нестационарной активации однофазного теплоносителя. Рассматриваются частные случаи изменения азотной активности при различных видах возмущающих воздействий по мощности. Приводятся рекомендации по планированию и интерпретации результатов эксперимента по определению расходов при работе реактора РБМК на минимально-контролируемом уровне мощности.

М.А УВАКИН

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

ВЕРОЯТНОСТНАЯ МОДЕЛЬ ОЦЕНКИ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ РАСЧЕТОВ ВЫГОРАНИЯ В ЯЧЕЙКАХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

В работе описывается модель оценки неопределенности расчетов выгорания в ячейках ядерных реакторов, основанная на вычислении распределения результатов расчета для фиксированной энерговыработки в зависимости от режима энергетической нагрузки в процессе выгорания. Для моделирования режимов энергетической нагрузки рассматривается вероятностный подход, состоящий в процедуре разыгрывания уровней мощности и соответствующих им интервалов времени выгорания. Функции распределения интервалов времени выгорания задаются с учетом определенного среднего времени выгорания для каждого уровня мощности. Приводятся результаты апробации рассматриваемой методики для расчетов выгорания по программам GETERA-93 и WIMS-D5b.

Ю.Н. ВОЛКОВ, В.И. НАУМОВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ ДИНАМИКИ РЕАКТОРА
ПРИ ПРОСТРАНСТВЕННО-РАСПРЕДЕЛЕННОЙ ДОЛИ
ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ

В докладе анализируется нестационарный процесс в реакторе при наличии обратных связей и пространственной зависимости доли запаздывающих нейтронов. Приводятся результаты качественного анализа пространственно-временной кинетики реактора в асимптотике при наличии пространственной зависимости доли запаздывающих нейтронов. Главный упор сделан на анализе численных расчетов переходных процессов до выхода реактора в асимптотику. Обсуждаются общие особенности временного поведения реактора при наличии больших подобластей с разной долей запаздывающих нейтронов.

Г.Г. КУЛИКОВ, В.А. АПСЭ, В.В. АРТИСЮК¹, А.Н. ШМЕЛЕВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

Обнинский государственный технический университет атомной энергетики

О ФИЗИКО-ТЕХНИЧЕСКИХ ПРЕИМУЩЕСТВАХ ПРИМЕНЕНИЯ РАДИОГЕННОГО СВИНЦА ДЛЯ ОХЛАЖДЕНИЯ
ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

В докладе обсуждаются преимущества использования радиогенного свинца в качестве теплоносителя энергетических реакторов. Радиогенный свинец является продуктом распада урана и тория и попутно извлекается из урановых и ториевых месторождений. Он характеризуется различным изотопным составом, который главным образом зависит от соотношения урана и тория в добываемой руде. Применение радиогенного свинца в качестве теплоносителя в реакторах может улучшить их ядерную безопасность, повысить защищенность делящихся материалов и увеличить воспроизводство топлива, открывая тем самым новые возможности не только по улучшению нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов, но и по расширению сферы их применения

В.В. ДРОВНИКОВ, М.В. ЕГОРОВ, Н.Ю. ЕГОРОВ, В.М. ЖИВУН, А.В. КАДУШКИН, В.В. КОВАЛЕНКО

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

РАЗРАБОТКА МЕТОДОВ ОПРЕДЕЛЕНИЯ АКТИВНОСТИ
ИСТОЧНИКОВ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ, НАХОДЯЩИХСЯ
ЗА ПОГЛОТИТЕЛЯМИ С АПРИОРНО НЕИЗВЕСТНЫМИ
СВОЙСТВАМИ

Предложены основанные на эффекте G-фактора методы определения характеристик источника гамма-излучения, находящегося за поглотителем с априорно неизвестными свойствами. Методы позволяют определять активности источников за поглотителем даже по одной гамма-линии обнаруженного радионуклида. Продемонстрирован метод «улучшения» энергетического разрешения сцинтилляционных спектрометров, повышающий достоверность идентификации обнаруженных радиоактивных источников. Приведены результаты экспериментов по определению радионуклидного состава и активностей радиоактивных источников, находящихся за различными поглотителями.

А.А. СЕМЁНОВ, Д.А. СОЛОВЬЁВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

МЕТОД ПОСТРОЕНИЯ МОДЕЛИ РЕАКТИМЕТРА

Алгоритмы оценки реактивности ядерного реактора по значениям тока ионизационных камер, заданным в дискретные моменты времени в аппаратуре, используемой на АЭС, хорошо известны. Однако непосредственное их использование в математических моделях энергоблока ограничено, поскольку шаг по времени в математической модели может изменяться в широких пределах. В докладе представлен подход к решению этой проблемы путем построения семейства методов оценки реактивности с разными порядками аппроксимации зависимости реактивности от времени.

В.Г. ЗИМИН, С.Б. ВЫГОВСКИЙ, A.A. СЕМЁНОВ, М.Н. ЗИЗИН¹, В.Д. Давиденко¹, В.Ф. Цибульский¹

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

¹Институт ядерных реакторов, РНЦ «Курчатовский Институт»

Расчетный анализ экспериментов

по определению коэффициентов реактивности
реактора ВВЭР-1000, 1-ая кампания 3-го блока
Калининской АЭС

Во время пуска 3-го блока Калининской АЭС с реактором ВВЭР-1000 было проведено большое количество экспериментов для определения коэффициентов реактивности реактора, выполненных как на МКУ, так и на энергетических уровнях мощности 40%, 75%, 90% и 100%. В докладе представлены результаты расчетного анализа экспериментов по определению температурного, плотностного и барометрического коэффициентов реактивности, мощностного коэффициента реактивности и коэффициента реактивности по концентрации борной кислоты. Расчеты реакторных экспериментов выполнялись по программному комплексу ПРОСТОР. Нейтронно-физическая библиотека для используемых в загрузке типов ТВС подготовлена по программе UNK. Представлены как результаты прямых расчётов коэффициентов реактивности, так и результаты моделирования экспериментальных методик.

Е.В. ЧЕРНОВ, С.Б. ВЫГОВСКИЙ, В.Г. ЗИМИН

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО ОПРЕДЕЛЕНИЮ ЭФФЕКТИВНОСТИ ОРГАНОВ СУЗ ДЛЯ 1-ОЙ КАМПАНИИ
3-ГО БЛОКА КАЛИНИНСКОЙ АЭС

Был проведен расчетный анализ экспериментов по измерению эффективности регулирующих органов 3-го блока Калининской АЭС для 1-ой кампании, который показал, что для представительного сопоставления измеренных и расчетных данных необходимо численное моделирование регистрации нейтронного потока на боковых ионизационных камерах с помощью динамического трехмерного нейтронно-физического кода. В противном случае, результаты расчетов, даже по самым точным программам, дают систематическое отклонение от измеренных данных, что объясняется чувствительностью боковых камер к поведению нейтронного потока исключительно в периферийных топливных сборках активной зоны. Результаты динамических расчетов по программному комплексу «ПРОСТОР» показали хорошую сопоставимость измеренных и расчетных данных. Максимальное отклонение расчетных данных от измеренных значений снижается с 25% в статике до 4% в динамике.

Д.А. СОЛОВЬЁВ, А.А. СЕМЁНОВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

БЛОК ОПТИМИЗАЦИИ БОРНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ДЛЯ СНИЖЕНИЯ НАКОПЛЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ
ОТХОДОВ В ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМАХ ВВЭР-1000

В докладе представлено описание методики минимизации накопления ЖРО во время маневрирования мощностью. Предложен способ создания моделей малой размерности из полномасштабных трехмерных моделей. Для оптимизации используется модель малой размерности и метод
динамического программирования. Представлены результаты применения методики к переходным режимам.

Д.А. СОЛОВЬЁВ, С.Б. ВЫГОВСКИЙ, А.А. СЕМЁНОВ

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА НА МКУ ДЛЯ ВВЭР-1000

Представлена методика определения эффективности аварийной защиты (АЗ) на МКУ мощности с использованием экспериментальных данных по сбросу АЗ и трехмерной динамической модели активной зоны с моделью боковых ионизационных камер (БИК) системы АКНП. Актуальность предложенной методики в том, что результаты станционных измерений по показаниям БИК систематически занижают «вес» АЗ (от 15% до 20%), что объясняется чувствительностью БИК к изменению нейтронного потока исключительно в периферийных сборках (ТВС). Эффективность данной методики продемонстрирована на результатах численного моделирования измерения «веса» АЗ на МКУ мощности для 3-го блока Калининской АЭС. Использование данной методики приводит к увеличению погрешности определения полного «веса» АЗ по сравнению с погрешностью измерений всего на 2% и позволяет проводить представительное сопоставление расчетных результатов, полученных по статическим программам с измеренными данными.

А.М. ФЕДОСОВ

Российский научный центр «Курчатовский институт», Москва

ОПТИМАЛЬНОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ТОПЛИВА ПРИ ВЫВОДЕ РЕАКТОРОВ РБМК ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ

При остановке реактора РБМК для последующего вывода из эксплуатации в его активной зоне содержится довольно много слабо выгоревшего топлива, которое можно использовать в других реакторах этой же АЭС.

В докладе представлены результаты решения задач по оптимальному дожиганию топлива остановленных РБМК. На примере Игналинской АЭС рассмотрен оптимальный режим для системы из двух реакторов. На примере АЭС с РБМК-1000 исследуются возможности оптимизации дожигания на станциях с бóльшим числом реакторов. Оценивается энергопотенциал АЭС без подпитки топливом извне, только за счет перестановки ТВС из других реакторов.

А.А. АНДРИАНОВ, В.М. МУРОГОВ, А.С. ПРЯХИН¹, Я. ЯНЕВ¹

Обнинский государственный технический университет атомной энергетики (ИАТЭ), Обнинск, Россия

¹Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), Вена, Австрия

МОДЕЛЬ СОХРАНЕНИя ЗНАНИЙ ПО БЫСТРЫМ РЕАКТОРАМ

Несмотря на невостребованность энергетическим рынком сегодня, быстрые реакторы (БР) в замкнутом ядерном топливном цикле являются основой полномасштабного развития ядерной энергетики будущего.Этим обусловлена инициатива и практические шаги МАГАТЭ по объединению усилий ведущих ядерных стран по разработке проекта по сохранению знаний в области научно-технических проблем создания БР.В докладе приведена математико-логическая модель для сохранения знаний по научно-техническим вопросам создания БР:taxonomy,инженерная модель АЭС с БР модель ЯТЙ с БР.

В.Ф. ШИКАЛОВ

Российский научный центр "Курчатовский институт", Москва

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ
ПОДКРИТИЧНОСТИ И КОНТРОЛЬ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ АВАРИЯХ НА АЭС С РАЗРУШЕНИЕМ ТОПЛИВА

Представлены данные по опыту организации и проведения экспериментальных исследований подкритичности и контроля ядерной безопасности при авариях на АЭС с разрушением топлива. Обсуждаются методические основы контроля размножающих свойств при стационарном состоянии контролируемого объекта и при вмешательстве в сложившуюся систему. Рассмотрены принципы построения системы контроля на основе непрерывного наблюдения скорости счёта по каналам контроля нейтронного потока пассивным методом и периодической оценке размножающих свойств с внесением возмущений от импульсного нейтронного генератора. Приводятся экспериментальные данные по оценке К_эф на уроне 0,65 . Реализованы методические приёмы оценки физической достоверности полученных результатов амплитудным анализом и методами статистической обработки данных первичной регистрации. Определены требования по мерам обеспечения и контролю ядерной безопасности для конкретных условий.

А.В. КРАЮШКИН

Российский научный центр “Курчатовский институт”, Москва

О ВЕЛИЧИНЕ ВСПЛЕСКА НЕЙТРОННОЙ МОЩНОСТИ
ПРИ АВАРИИ НА 4-М ЭНЕРГОБЛОКЕ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС. (РОЛЬ ПЛАВЛЕНИЯ ТОПЛИВА)

Проведенное моделирование аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС показывает, что высота всплеска нейтронной мощности в аварии могла составлять несколько сотен номиналов. Однако определенная по проникновению Cs¹³⁷ величина температуры графита бокового отражателя в момент аварии составила 1500-2000⁰С. Такая температура указывает на то, что величина всплеска была, как минимум, на два порядка выше.

Для объяснения этого различия необходимо остановиться на одном моменте. Отрицательная обратная связь на допплер-эффекте оказывается мощным фактором, ограничивающим высоту “нейтронной вспышки”. Однако, при достижении топливом температуры плавления на короткое время рост температуры топлива приостанавливается. На это время действие допплер-эффекта также приостанавливается и это, как оказывается, увеличивает высоту “нейтронной вспышки” на порядки.

Таким образом, учет плавления (а далее и испарения) топлива принципиально изменяет результаты.

Ю.В. ВОЛКОВ, Д.С. САМОХИН

Обнинский государственный технический университет атомной энергетики

МЕТОДЫ ЭКСПЕРТНОГО ОПРОСА В ОЦЕНКЕ ПОКАЗАТЕЛЕЙ НАДЕЖНОСТИ ПЕРСОНАЛА И ОБОРУДОВАНИЯ

ЭНЕРГОБЛОКОВ АС

Работа посвящена методам оценки показателей надежности персонала и оборудования энергоблоков АС по данным экспертного опроса. Выделены четыре типа ошибок персонала и рассмотрены возможности оценок интенсивностей ошибок заданного типа. Представлен подход к анализу показателей надежности оборудования, не имеющего статистику по отказам. Приведены результаты обработки мнений трех разных экспертных групп и проведен их анализ на согласованность. Даны рекомендации по использованию результатов работы в оценке эффективности мероприятий по техническому обеспечению безопасности АЭС.

Г.Н. ВЛАСИЧЕВ

Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е.Алексеева

Blog

Задачи интерпретации измерений динамических характеристик с позиций математической теории реакторов

Содержание