Введение к работе
Актуальность темы
В настоящее время предъявляются зсе более жесткие требования к безопасности и экономичности действующих и вводимых в эксплуатацию энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000. В' активной зоне таких энергоблоков использовались загрузки 2-летнего топливного цикла. Как показали выполнявшиеся при пуске и в процессе эксплуатации этих блоков исследования нейтронно-физических характеристик активной зоны, существует ряд неразрешенных проблем.
Так, наличие в 2-летних топливных циклах слабообогащенных по урану-235 (2%) топливных кассет приводит к формированию в начале кампании топлива как на минимально-контролируемом уровне, так и на достаточно малых уровнях мощности (при относительно больших концентрациях борной кислоты в реакторе) положительных значений коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя и отрицательного значения плотностного коэффициента реактивности.
Согласно расчетным анализам в аварийных режимах, связанных с ухудшением охлаждения активной зоны или разгерметизацией первого контура, может достаточно быстро вводиться значительная положительная реактивность при вскипании теплоносителя в активной зоне. Последнее, в свою очередь, может привести к весьма тяжелым последствиям, как это имело место на Чернобыльской АЭС. В соответствии с "Правилами ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" значения коэффициентов реактивности по удельному объему, по температуре теплоносителя, по температуре топлива и по мощности не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора.
Чтобы удовлетворить таким требованиям по безопасности эксплуатации АЭС, наиболее приемлемым способом по всем показателям является полный переход на трехгодичную кампанию топлива, в которой, согласно расчетам, ожидаются необходимые знаки коэффициентов реактивности по параметрам теплоносителя. В этой свя--зи в отрасли было принято решение о переводе введенных в эксплуатацию энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 с двухгодичной на
трехгодичную кампанию топлива, а пуск новых энергоблоков осуществлять только с загрузками трехлетнего топливного цикла. Его особенностями являются повышение обогащения топлива подпитки до 4.4 % и наличие выгорающих поглотителей в свежих тепловыделяющих сборках обогащением 4.4 %. Такой топливный цикл улучшает экономические показатели. Расход природного урана в этом случае по сравнению с 2-летним топливным циклом снижается на 10%. Использование для подпитки 54 кассет вместо 82 (как в двухлетнем топливном цикле) уменьшает также стоимость транспортировки и хранения топливных сборок.
В соответствии с задачами перевода серийных реакторов ВВЭР-1О00 на трехгодичную кампанию топлива в активную зону вводимого в эксплуатацию энергоблока N5 Запорожской АЭС (РУ В-320) была установлена первая (головная) топливная загрузка 3-летнего топливного цикла.
Экспериментальные данные о неитронно-физических характеристиках головной загрузки 3-летнего топливного цикла в реальных условиях эксплуатации отсутствовали. На стадии технического проектирования реакторной установки (РУ) ВВЭР-1000 основные нейтронно-физические характеристики активной зоны в различных состояниях были получены только расчетным путем. Именно поэтому экспериментальному исследованию физических характеристик активной зоны в период физического пуска и освоения проектной мощности блока N5 Запорожской АЭС уделялось пристальное внимание и объем экспериментов был значительно увеличен по сравнению с аналогичным объемом при пуске и освоении проектной мощности блоков с 2-летней кампанией топлива
Цель работы
Целью данной работы являлось разработка средств регистрации параметров реакторной установки и обработки полученных данных и исследование неитронно-физических характеристик первой топливной загрузки активной зоны блока N5 Запорожской АЭС при различных состояниях РУ ( положении органов регулирования (ОР) систем управления и защиты реактора (СУЗ), концентрации борной кислоты в реакторе, температуре теплоносителя и давлении в первом контуре, мощности реактора и глубине выгорания топлива),
необходимых для разреиения следукыих вопросов:
-
экспериментальное подтверждение безопасной эксплуатации сеоийного реактора ЕВЗР-1000, р^ботавыего з режиме трехгодично;! кампании топлива;
-
получение информации с целью уточнения констант неит-роннс-физических расчетов топливных ццклсз и, всобце. вывески и аттестации комплекса расчетных программ КСБУП і КАССЕТА, ОКА, 5ИПР-7, УНИРАСОС, ПЕРМАК);
-
установление соответствия експериментально полученных результатов проектным данным и результата» нейтроико-фнзичеекпх расчетов, приведенным в альбоме нейтроннс-физи^ес::;::; характеристик исследуемой топливной зегрузкп;
-
получение реальных исходных данных, используемых в программах расчета протекания динамических переходник и аварийных процессов;
-
выработка рекомендаций по формированию последующих топливных загрузок с 3-годичной кампанией топлива.
Научная новизна
Научная новизна работы заключается в том, что впервые в реальных условиях эксплуатации реактоюа ЗВЭР-1000 для первой загрузки 3-петчего топливного никла были экспериментально определены, систематизированы и проанализированы п^-лтронно-ризп-ческие характеристики Реакторной установки. ?заработанная на основании современных представлении о методиках оасчетэ неит-ронно-физических характарпстнк методика оперативної: компьютерной обработки зарегпстрироЕанпой информации позволяет избежать излишнего консерватизма и субъективности. Благодаря анализу показанні! системы внутриреакторкого контроля получены уникальные данные о распределении полей энерговьщеленпя по активной зоне в реальных условиях эксплуатации.
Личный вклад автора
Непосредственно были выполнены следующие работы: УЧ4С7ИЄ ь проведении физических экспериментов, регистрации, обработка И обсуждении экспериментальных данных; разработана методика
- б -
компьютерной регистрации, архивизации и расчета нейтронно-физи-ческих характеристик; адаптация и внедрение на блоке N5 Запорожской АЭС регистрационно-вычислитепьных комплексов, создание банка эксплуатационных данных; разработка аппаратно-программного комплекса "ГОРА" на основе ПЭВМ для проведения физических экспериментов.
Практическая ценность и реализация результатов работы
Экспериментальные данные дали возможность внести уточнения в расчетные программы, соответствующие отличительным особенностям рассматриваемого топливного цикла. Полученные эксперп ментальные результаты подтвердили повышенную безопасность 3-летнего топливного цикла и послужили основной причиной корректировки проектной топпивной загрузки 3-летнего топливного цикла, что и было сделано для блока N 4 Балаковской АЭС. Изменения проектной топливной загрузки заключались в следующем:
для увеличения эффективности рабочей группы ОР СУЗ с целью повышения динамической устойчивости работы блока N4 Балаковской АЭС выполнена перестановка ТВС с различным обогащением по урану-235;
для уменьшения критической концентрации борной кислоты в реакторе (с целью уменьшения величины температурного и увеличения плотностного коэффициентов реактивности) в 12 ТВС (профилированные, с обогащением по урану-235 4.4%) загружены стержни выгорающего поглотителя (СВП) с увеличенным до 0.065 г/кг содержанием бора.
Адаптация и внедрение на блоке N5 Запорожской АЭС программ регистрации и обработки "СОГОП" и "ПОЛЕ", разработанных Ро-венской АЭС совместно с ВНИИАЭС, позволило выполнить экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик и создать банк эксплуатационных данных. Созданный аппаратно-программный комплекс "ГОРА" для регистрации и компьютерной обработки экспериментальных данных внедрен в эксплуатацию на Южноукраинской АЭС и положил начало широкомасштабной автоматизации фи-зэкспериментов на АЭС с ВВЭР (в настоящее время создается для Балаковской АЭС, Ровенской АЭС). Упомянутый комплекс Ч создаваемый на его основе банк данных дают предпосылки для разработки
методического и программного обеспечения в учебных целях.
Для защиты выдзигаются следующие основные результаты:
-
создан аппаратно-программный комплекс для регистрации параметров РУ, контроля состояния активной зоны и оперативной обработки экспериментальных данных ;
-
впервые определены для первой загрузки трехлетнего топливного цикла:
температурный и барометрический коэффициенты реактивности при различных концентрациях борной кислоты в реакторе (соответственно различном положении в активной зоне групп ОР СУЗ) и различных температурах теплоносителя и давлении в первом контуре, эффективность отдельных органов регулирования, эффективность 10-6-й групп ОР СУЗ, коэффициенты реактивности по концентрации борной кислоты в реакторе, эффективность аварийной защиты (полная и при застревании в крайнем верхнем положении одного наиболее эффективного органа регулирования) на минимально-контролируемом уровне мощности;
температурный, мощностной и барометрический коэффициенты реактивности, эффективности ряда групп ОР СУЗ и коэффициенты реактивности по концентрации борной кислоты в реакторе на различных уровнях мощности РУ при различных критических концентрациях борной кислоты в реакторе н различной глубине выгорания топливной загрузки;
величина отравления реактора ксеноном-135 при увеличении мощности от минимально-контролируемого уровня (МКУ) до 40% Nhom и уменьшении мощности с 67% Nhom до МКУ;
-
исследовано энерговыделение в ТВС при различных положениях ОР СУЗ на различных уровнях мощности РУ и различной глубине выгорания топливной загрузки;
-
выполнен сопоставительный анализ экспериментальных и расчетных величин нейтронно-физических характеристик;
-
установлено, в частности, что на малых уровнях мощности РУ (менее 25% Nhom) коэффициенты реактивности по температура теплоносителя положительны, а барометрический коэффициент реактивности - отрицателен, что противоречит требованиям по безопасности эксплуатации АЭС и результатам нейтронно-физических расчетов, выполненных в обоснование проектной топливной загруз-
ки с 3-годичной кампанией топлива:
эффективность рабочей (десятой ) группы значительно ниже прогнозируемой расчетом величины, что снижаем динамическую устойчивость работы энергоблока и безопасность егс эксплуатации (в первую очередь в режимах , связанных с отключением ГЦН ( главный циркуляционный насос ) на уровнях мощности менее 75%Nhom, когда не введена в работу УРБ (ускоренная разгрузка блока );
другие исследования нейтронно-физических характеристик удовлетворяют требованиям по безопасности эксплуатации АЭС и в пределах погрешностей их определения согласуются <-: соответствующими расчетными величинами.
Апробация работы
