Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Исходные предпосылки и обсуждение текущего состояния 12
1.1 Предыстория и основные положения: 12
1.2 Международные и национальные нормативные документы, и проблемы их адекватной трактовки и совершенствования ; 28
1.3 Топливные критерии безопасности ВВЭР и PWRt. 33
1.4Реактивностные аварии (RIA) 47
1.4.1 В чём опасность RIA и как её преодолеть 47
1.4.2 Особенности RIA, выявленные в экспериментах 49
1.4.3 Проектные и запроектные режимы RIA 54
1.5 Современные Российские и зарубежные нейтронно-физические и теплогидравлические расчётные коды 57
1.5.1 Общие положения 57
1.5.2 Типы кодов 59
1.5.3 Коды для режимов с использованием 3D кинетики 61
1.5.4 Потенциал комплексов САПФИР-RC и КОРСАР/ГП и перспектива их развития и расширенной верификации
Глава 2: Тенденции и способы модернизации. нейтронно-физические стационарные расчётные оценки и обоснования 81
2.1 Предшествующий анализ тенденций модернизации PWR. 81
2:2 Способы повышения эффективности использования топлива 84
2.3 Актуальность на сегодняшний день и внедрение основных положений кандидатской диссертации (защищенной в 2002 г.) 87
2.4 Рекомендации TACIS-93 и их внедрение 98
2.5 О пролонгированном на всю кампанию маневрировании мощностью реактора 100
2.6 Обоснование безопасности при транспортировке и хранении усовершенствованного ядерного топлива на АЭС. Ю8
2.7 Обоснование точности расчетов» по кодам САПФИР-RC-KAPTA состояний с неполным«перекрытием топлива поглотителем,.с использованием прецизионного кода 119
2.8 Обоснование гафниевых.пластин для стыковочного узла TBG ВВЭР-440 126
2.90 концепциях-«безборного», «малоборного» и спектральногорегулирования в реакторах ВВЭР и PWR. 137
2.10 Расчёт распределения энерговыделения по сечению твэлов и ПЭЛов как при мер успешного применения упрощённых подходов 146
Глава 3. Эволюция методологии от консервативных и детерминистических подходов к реалистическим, вероятностным и риск информативным 149
3.1 От точечной кинетики к пространственным эффектам 149
3.1.1 Пространственные эффекты 3D кинетики и течения теплоносителя в реакторе, в активной зоне и в ТВС, и их учёт в методологии обоснования безопасности 149
3.1.2 Ключевые сценарии 167
3.1.3 Исходные данные для кодов с ЗЭ-кинетикой. От консерватизма "рамочных параметров" к "разумному" консерватизму 169
3.2 Связывание нейтронного, теплогидравлического и вероятностного аспектов- как база для перспективного риск-информативного подхода 176
3.2.1 Политика безопасности и эволюция методологии 176
3.2.2 Новый концептуальный подход к определению минимально достаточной эффективности аварийной защиты ВВЭР 180
3.2.3 Использование метода BEPU-GRS для исследования запроектных аварийных режимов с захолаживанием в ВВЭР-1000 190
3.2.4 Критерии успеха A3. Метод BEPU-GP 197
3.3 Верификация раздельных и связанных кодов по результатам измерений и тестовым расчётам 216
3.3.1 Общие положения 216
3.3.2 Предложения по модификации измерений НФХ на действующих энергоблоках 218
3.3.3 О возможности исследования перемешивания на действующих энергоблоках методом неравномерной подачи бора или чистого конденсата по петлям 219
Глава 4. Особенности протекания определяющих реактиностных режимов при модернизации РУ ВВЭР-ЮОО : 230
4.1 Разрыв паропровода 231
4.2 Выброс одного ОР СУЗ 253
4.3 Непредусмотренное гомогенное разбавление борного раствора 258
4.4 Гетерогенное разбавление борного раствора (пробка чистого конденсата) 264
Заключение 274
- Международные и национальные нормативные документы, и проблемы их адекватной трактовки и совершенствования
- Актуальность на сегодняшний день и внедрение основных положений кандидатской диссертации (защищенной в 2002 г.)
- Связывание нейтронного, теплогидравлического и вероятностного аспектов- как база для перспективного риск-информативного подхода
- Непредусмотренное гомогенное разбавление борного раствора
Введение к работе
Одним из основных направлений стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века является развитие ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, на ближайшие годы конкретизированное в федеральной целевой программе АЭС-2006 и в программе форсирования мощности действующих реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Руководящие положения приведены в [1-7, 59].
Эволюционная модернизация обеспечивает улучшение надёжных и проверенных опытом эксплуатации проектов путём введения в них небольших или умеренных модификаций дг№ минимизации технологических рисков, и потребует относительно небольших инженерных обоснований и проверочных испытаний перед внедрением и коммерческим использованием. Путь от первых ВВЭР до ВВЭР-440, ВВЭР-1000; ВВЭР-1500, АЭС-2006, а также форсирование мощности действующих энергоблоков - классический пример эволюционной модернизации ВВЭР.1 Проект EPR [238] также эволюционный для PWR. К эволюционной»модернизации активной зоны ВВЭР можно отнести и некоторые "экзотические" проекты, такие как ВВЭР (PWR) со спектральным регулированием. Проект АР-1000 (США) [235], как и аналогичный европейский проект ЕР 1000 [23 7], которые являются типичными PWR по техническим характеристикам активной зоны и РУ, но имеют "революционные" элементы по идеологии и конфигурации, систем безопасности, также отнесём к эволюционной, модернизации PWR. Последние два примера представляют собой шаги в сторону более существенной модернизации.
Инновационная модернизация [8] включают в себя более радикальные изменения концепции или конфигурации идей и принципов по сравнению с установившейсяпрактикой, что обещает получение более высокой выгоды, но сопровождается более высокими затратами и рисками и требует создания дорогостоящего прототипа или демонстрационной установки. Перспективный переход от тепловых реакторов на бридеры с замыканием ядерного топливного цикла - пример инновационной модернизации АЭ (хотя конкретные быстрые реакторы могут быть эволюцией реакторов типа БН или свинцово-висмутовых). Возможный в будущем переход от ядерной на термоядерную энергию - классический пример крупнейшей инновационной модернизации.
По мнению автора, основной путь развития коммерческой АЭ в России и в мире как минимум на ближайшие 20 лет (с пролонгированием их использования на срок службы -60 лет) -это эволюционная модернизация ВВЭР (PWR) [9-12]. Так, по Интернет данным PRIS на май 2010 г., из 57 строящихся в мире реакторов - 49 PWR и ВВЭР и всего 3 BWR.
Гармоничные рыночные взаимоотношения между инвестициями в НИОКР и экономической выгодой выражаются следующим положением: НИОКР, беря в долг, превращает деньги в знание, а реализованная техническая модернизация, превращая знание в деньги, возвращает долги с выгодой для инвестора. Иначе говоря, полученная от модернизации выгода должна покрывать затраты на теоретическое и экспериментальное обоснование новшеств, реорганизацию производства, устранение возможных ошибочных решений и неожиданных негативных последствий, и сверх того - образовывать прибыль. Доля. НИОКР в стоимости объектов-энергетики относительно невелика. К примеру, стоимость разработки .технического проекта реакторной установки вместе с необходимым объемом» НИОКР не превышает 3 % стоимости одного энергоблока. С другой стороны, в атомной энергетике цена ошибки в технических решениях может быть чрезвычайно высокой. Это может привести к потерям, превышающим потенциальную выгоду от модернизации.
Важной составляющей эволюционной модернизации является достижение разумного баланса между безопасностью и экономической эффективностью. Перекос в сторону получения! максимальной выгоды без достаточного, скрупулезного и всестороннего расчётно-экспериментального обоснования безопасности чреват потерями и авариями, вплоть до техногенных ядерных катастроф. Вместе с тем, неприемлемым является однобокое повышение безопасности по отдельным «пугающим» аспектам. К примеру, путём внедрения дополнительных систем безопасности в принципе можно уменьшить в 10-100 раз условную вероятность повреждения активной зоны ПАЗ для определённой.узкой группы аварий. Это, однако, фактически бесполезно в том случае, если вклад этой группы в интегральную вероятность ПАЗ и без того невелик. Внедрение таких несбалансированных мероприятий помимо немалых затрат почти всегда приводит к ухудшению показателей эффективности и безопасности по другим аспектам. В результате, желая повысить безопасность, можно получить прямо противоположный результат.
Итак, эволюционная модернизация проектов АЭС с ВВЭР - это крупная научно-техническая проблема, имеющая приоритетное хозяйственное значение, решение которой должно вносить существенный вклад в развитие экономики страны. Её осуществление базируется на ряде подзадач обоснования научно-технических решений также являющихся достаточно крупными проблемами, решаемыми в настоящей докторской диссертации. Кандидатская диссертация, защищенная соискателем в 2002 г., является неотъемлемой частью данной диссертации. Её атрибуты, положения и выводы кратко представлены в разделе 2.3 и специально не дублируются в основном тексте настоящей диссертации.
Описание диссертационного исследования1
Сфера деятельности соискателя. В течение многолетнего периода работы в ОКБ "Гидропресс" - организации Генерального конструктора ВВЭР, автор диссертации лично выполнял расчётные обоснования и исследования по многим (15 - 20 шт.) программам для реакторов ВВЭР: Шестигранник [37], ПОЛИ [35, 36]2, КАССЕТА [52] (предшественник кода ТВС-М [53]), БИПР-5,-6,-7 [39,40], ПЕРМАК [38], MCU [41,42], WIMS/D4 [43, 44], САПФИР [45], RC[46], ТРАП-КС [48], КОРСАР [49, 50], ПАНДА [51] и др.3.
В нейтронной физике реакторов необходимо отметить базовую и выдающуюся роль коллектива сотрудников РНЦ «Курчатовский институт» - Научного руководителя проектов РУ с ВВЭР, в области разработки расчётных кодов и методов, идеологии топливных циклов и др. достижений: В.А.Сидоренко, Г.ЛЛунина, А.Н.Новикова, Д.М.Петрунина, К.Б.Косоурова, В.Д.Сидоренко, А.А.Мараказова, М.П.Лизоркина, В.А.Вознесенского, А.С.Духовенского, Л.В.Майорова, Ю.А.Крайнова, А.С.Данилина, Е.А.Цыганкова, В.В.Сапрыкина, А.М.Павловичева, А.И.Осадчего, С.М.Зарицкого и многих других. Плодотворное сотрудничество осуществлялось также с сотрудниками НИТИ им. А.П.Александрова (см. также раздел Признательность коллегам). Без опоры на результаты их работы, невозможно было бы создание многих проектных и научных работ соискателя, да и обеих диссертаций.
Соискатель редактировал коды семейства БИПР и ПЕРМАК (разработанные в РНЦ- КИ) с целью получения дополнительной информации, используемой для проектных обоснований. По этим кодам (и другим, таким как САПФИР-RC) автор диссертации неоднократно выступал в роли официального эксперта в процедурах их аттестации и переаттестации Ростехнадзором РФ. В последнее время соискатель занимался анализом режимов.RIA по нестационарным связанным НФ и TF кодам, т.е. в области интересов и компетентности РНЦ КИ, в которой также осуществлялось полезное взаимодействие.
Соискатель участвовал в пуско-наладочных работах на нескольких энергоблоках с ВВЭР-1000 в России и за рубежом. Участвовал в разработке отдельных российских НТД. Длительное время работает в рамках Секции №1 Экспертного совета по аттестации ПС. Работал в составе официальных экспертов секции №1 «Физика ядерных реакторов и математическое обеспечение расчетов» HTG Минатома в период 2002-2009 г., до его преобразования. С 2010 соискатель включён в состав экспертной группы «Динамика, физика и теплогидравлика ЯЭУ и АЭС» секции № 1 «Ядерные энергетические установки и атомные станции» преобразованного НТС РОСАТОМа. Полезно было также международное сотрудничество соискателя, которое реализовалось в участии в нескольких проектах TAGIS, с участием зарубежных фирм, в.меро-приятиях организованных МАГАТЭ (в томчисле в качестве лектора) и NE А, в. деятельности Временного Международного Коллектива по физике ВВЭР (ВМК и затем AER), международных семинарах иконференциях.
Целью работы является анализ и обоснование возможности; модернизации РУ ВВЭР направленные на повышение её.мощности, надёжности и безопасности, сравнение отечествен--. ньщНТД-с зарубежными формирование предложений-по необходимой модификации .российских: НТД в аспекте сближения - с общепринятыми в мире определениями; формулировками І и; философией безопасности. Обьектамиїйсследованияіявляются реактор и-активная зона ВВЭР а также системы лранспортировки и хранения,топлива на АЭС сВВЭР.
Актуальность проблемы: Повышение конкурентоспособности, эф$ективности и безопасности действующих и проектируемых; энергоблоков І ядерных энергетических установок с реакторами типа,ВВЭР определяет актуальность работы. Актуальность также;в том; что«повышение уровня, расчетного обоснования,: позволяет, уменьшить вероятность потенциальных ядерных аварий,, которую несет в себе ядерное:топливопри; его транспортировке,.хранении,, и загруженное в реактор.
Соискателем,- и с; его участием,.формулированы и решены важные и актуальные науч но-техническиепроблемы: • - создание и» внедрение новых методических, подходов к обоснованию! модернизации РУ с ВВЭР с использованием нейтронных, теплогидравлических и вероятностных расчётных кодов и методов,, ; . -разработка технических решений для модернизации активнойгзоны действующих и проектируемых реакторов ВВЭР. На защиту вьгаосится (предмеъзащиты): Методология обоснованиямодернизации РУ с ВВЭР с использованием нейтронных, теплогидравлических и вероятностных расчётных кодов и методов, втом-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 преци зионных); -реализация концепции разумного консерватизма при проведении анализов безопасности; - анализ ряда сложных стационарных и нестационарных процессов с выявлением их су щественных 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-GP); - связывание нейтронного, теплогидравлического и вероятностного аспектов при обосновании безопасности; - обоснование низкого значения вероятности отказа аварийной защиты (A3) 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 ЄУЗ (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 и теплогид-равлических 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 A3 для ВАБ и минимальной достаточности A3 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 RIA, в том числе авария с прохождением «пробки» ЧК в активной зоне и границы живучести ВВЭР. 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 энерговьщеления, 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+P11O2) и UO2 с анализом растечек тепла. 3. Предложены несколько новых технических решений по модернизации конструкций ТВС ВВЭР для снижения неравномерностей энерговыделения и охлаждения, повышения эффективности топливоиспользования.
Международные и национальные нормативные документы, и проблемы их адекватной трактовки и совершенствования
Российская философия безопасности в аспектах, непосредственно относящихся к теме настоящей диссертации, представлена, в основном, в нормативных документах [60 - 63]. Наряду с национальными нормативными документами разных стран, например [64 - 67] , существуют и интернациональные нормативные документы, такие как EUR [68]. Имеется также множество документов, изданных МАГАТЭ, например, [33, 69-75, 77-78], которые порой не имеют строгого статуса нормативных или регламентирующих, но играют важную роль в координации деятельности разных стран. Документы МАГАТЭ имеют следующую иерархию и содержание [79]: - (Safety Fundamentals) Фундаментальные принципы безопасности (в них изложены базовые цели, концепции и принципы обеспечения безопасности); - (Safety Requirements) Требования по безопасности - они обязательно ( shall ) должны выполняться для обеспечения безопасности на основе фундаментальных принципов; - (Safety Guides) Гайды по безопасности (в них изложены рекомендуемые действия, условия или процедуры для достижения выполнения требований по безопасности). Примером является документ SSG-2 «Детерминистические анализы безопасности для АЭС» [258]; - (Safety Reports Series-SRS) Доклады по безопасности - это информационные публикации. В них может быть описаны практические примеры и позитивная практика достижения требований безопасности. Однако они не устанавливают какие-либо требования и даже рекомендации. Примером является документ SRS-23 «Анализы аварий для АЭС» [252] или документ по применению метода BEPU - SRS-52 [259];
Другие серии МАГАТЭ, включающие публикации по безопасности, например серия технических докладов (TRS), серия INSAG13 (см. П2.3), серия, TECDOC и т.п. (в них изложены примеры использования на текущий момент, положительная практика и т.п.).
В настоящее время имеет место формальный приоритет национальных нормативов перед международными, однако на практике часто оказывается, что национальные нормативы во многом совпадают с международными, отличаясь лишь по не очень принципиальным «мелочам». Такую практику следует признать правильной, особенно если она относится к однотипным реакторам (например, PWR-ВВЭР). Более того, вызывает справедливое сомнение в корректности национальных правил, если в них имеются положения, существенно отличающиеся от международно согласованных. Такие отклонения могут ставить в трудное положение атомную энер гетику - увеличивая затраты и ослабляя конкурентоспособность, например, при попытке удовлетворения неоправданно завышенных, несбалансированных нормативных требований, и порой заставляя действовать в ущерб реальной безопасности.
Так, например, болгарские [64] и финские [65] нормы безопасности во многом полностью повторяют содержание и даже форму представления, принятую в EUR [68]. Одним из интересных (но по сути не очень принципиальных) отличий является более жёсткое требование к авариям ATWS - в Болгарских нормах они причислены к проектным авариям категории 4, тогда как в EUR [68] они относятся к запроектной категории DEC. Финские нормы безопасности предписывают анализировать режимы ATWS специальным образом - частично как проектные аварии (единичный отказ в арматуре сброса давления, консервативные предположения по выбору параметров), но с некоторыми послаблениями, основанными на вероятностной аргументации (допускается работа систем нормальной эксплуатации, моделируется стационарное отравление ксеноном в исходном состоянии при работе на мощности и т.п.).
Нормативный документ EUR [68] содержит требования Европейских эксплуатирующих организаций к проектам и разработке АЭС с легководными (LWR) реакторами, сооружаемых в Европе в настоящее время. Документ EUR призван способствовать общемировой координации и гармонизации проектов АЭС для повышения конкурентоспособности, ядерной энергетики и принятия её общественностью. EUR разработан десятью компаниями из десяти основных европейских стран - Британии, Испании, Франции, Финляндии, Голландии, Италии, Бельгии, Швейцарии, Швеции и Германии.
До разработки EUR, наиболее полное содержание требований по безопасности было представлено в национальных документах Комиссии Ядерного Регулирования США (U.S. NRC), в частности в гайде 1.70 [66] и NUREG [80], разработанных более 30 лет тому назад. В США в качестве НТД высокого уровня выступает также документ CFR (Code of Federal Regulation, 1996). В конце 80-х годов в США (под эгидой EPRI и одобренный NRC) разрабатывался документ URD (Utility Requirements Document), воплощающей в себе политику и требования эксплуатирующих организаций США к американским АС типа LWR следующего поколения (в частности АР-600 и АР-1000) [235].
В EUR предусмотрен также том 3, специально посвященный философии пассивной безопасности, реализованной в АР-1000. На этой философии с 1994 г. разрабатывается Европейский проект ЕРР, для которого референтным (с 2001 г.) является американский АР-1000, с небольшими дополнениями, такими, как «малоборное регулирование» (раздел 2.9) и возможность работы с МОХ-топливом.
EUR, в целом не противореча американским НТД, представляет философию ЯЭ на наиболее современном уровне (как и URD). EUR, с определённой долей условности, можно харак теризовать как наиболее цельный и сбалансированный документ, на который можно осмысленно ориентироваться при разработке и совершенствовании не только проектов РУ и АЭС, но и национальных НТД. При этом следует учитывать и другие соответствующие НТД, в частности, опубликованные МАГАТЭ, NEA и US NRC. Вместе с тем, ни один из существующих НТД, в том числе и EUR, не является законченным и идеальным и в каждом из них можно отыскать какие-то несоответствия и нелогичности (впрочем, часть из них может быть следствием некорректного перевода нюансов английского языка).
1.2.4 В рамках всемирной Организации экономического сотрудничества и развития (OECD).существует также Агентство по Ядерной энергии (NEA), включающее в себя 28 стран-членов. Россия не входя в состав стран-участниц, может принимать участие в их мероприятиях. Позитивная роль международных документов, разработанных путём нахождения принципиального консенсуса внутри интернациональной группы разработчиков, состоит в том, что специалисты разных стран стали лучше понимать друг друга, говоря на едином техническом языке и основываясь на единой философии. Агентство NEA было основано в 1958 г. как Европейская часть OECD. С присоединением к ней Японии в 1972 г., а затем и других неевропейских стран -Австралии, Канады, Мексики, Южной Кореи, Турции и США, NEA приобрело статус всемирной организации. Предназначением NEA является помощь (в рамках международного сотрудничества) странам-членам в поддержании и дальнейшем развитии научного, технологического и правового базисов, требуемых для безопасного, экологически приемлемого и экономичного использования ядерной энергии для мирных целей. К миссии NEA относится также обеспечение официального авторитетного мнения и выработка общего понимания по ключевым аспектам, что необходимо для принятия правительственных решений в области политики ЯЭ и других глобальных проблем для обеспечения устойчивого развития. Особыми областями компетенции NEA являются безопасность и регулирование ядерной деятельности, обращения с радиоактивными отходами, радиологическая защита, ядерная наука, экономика и технический анализ ядерного топливного цикла, ядерное законодательство, НТД и ответственность, а также информирование общественности. Банк-данных NEA обеспечивает сервис по ядерным данным и компьютерным программам для стран-членов. В этом аспекте, как и в других, NEA тесно сотрудничает с МАГАТЭ, имея.с ним Договор о сотрудничестве, так же как и с другими международными организациями в ядерной области, в том числе и с Комиссией европейских сообществ (СЕС). В последние годы Российские специалисты, в том числе и автор диссертации, участвуют в ежегодных конференциях NEA, которые порой совмещаются с другими конференциями, в частности с работой тематических групп AER (по ВВЭР).
Актуальность на сегодняшний день и внедрение основных положений кандидатской диссертации (защищенной в 2002 г.)
Приведено краткое описание основных тезисов и результатов кандидатской диссертации [13], защищенной в 2002 г., а также ряда публикаций соискателя, относящихся к ней [208-213] и в развитие её основных положений. Целью кандидатской диссертации соискателя являлся анализ источников возникновения неравномерностей энерговыделения в ТВС реакторов ВВЭР, сравнение с ТВС реакторов PWR, уточненный расчет величин неравномерностей, разработка способов их прямого устранения или уменьшения их воздействия за счет повышения уровня технологии производства и уровня расчетного обоснования, а-также путем усовершенствований конструкции и материального состава ТВС, которые позволят повысить мощность, безопасность, надёжность и эффективность.топливоиспользования. В скобках с подчёркиванием приведены комментарии автора диссертации с пометкой (ТП:..Л, характеризующие состояние конкретной темы на момент написания докторской диссертации (май-октябрь 2010 г.). Актуальность проблемы: Интегральные и локальные неравномерности в распределении энерговыделения, возникающие за счет различных причин в активных зонах реакторов ВВЭР, PWR и других типов могут снижать теплотехнические запасы, уменьшать надежность и срок службы топлива, приводить к ужесточению эксплуатационных ограничений и препятствовать внедрению полезных новшеств (т.е. повышению мощности, надёжности, безопасности и эффективности). Это, в конечном счете, снижает конкурентоспособность ядерной энергетики вообще или отечественной ядерной энергетики в частности, и делает актуальной задачу устранения или уменьшения вредного действия таких неравномерностей. Актуальным является также и пер- спективное внедрение Российского производителя на рынок топлива для зарубежных реакторов PWR, для чего требуется повышение уровня технологии производства топлива. (ГП: К настоящему времени в той или иной степени учтены и внедрены многие положения диссертации и сопутствующих публикаций соискателя, в частности Г13-17, 19, 24, 26, 91, 96, 97,_168, 190, 192, 193, 194 и т.п.1. Так, в ВВЭР увеличена 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 аксияльное профи лирование обогащения ТВС ВВЭР. Начинается процесс внедрения Российского производителя на рынок ТВС PWR квадратного сечения»Г84Т)
Научная новизна работы состояла в том, что: разработан вероятностный методический подход с использованием метода Монте-Карло, для моделирования распределений мощности по твэлами твэлов по мощности, с учетом технологических, расчетных и эксплуатационных неопределенностей, в том числе искривления ТВС; предложено R-A-профилирование обогащения топлива в,ТВС ВВЭР как способ повышения запасов по безопасности и управления локальным и интегральным равновесным аксиальным профилем и оффсетом энерговыделения; предложен ряд технических решений по модернизации конструкций кассет ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 для снижения неравномерностей энерговыделения и охлаждения, повышения эффективности топливоиспользования; детально проанализированы локальные пики энерговыделения, возникающие за счет: а) технологических допусков на шаг твэлов, поперечный размер ТВС ВВЭР-1000 и вы соту топливного столба, б) искривления ТВС ВВЭР-1000; в) случайных зазоров между топливными таблетками в твэлах с МОХ и UOX, с анализом растечек тепла, г) перемещении ОР СУЗ с различной поглощающей способностью - «чёрных» и «се рых». Практическая значимость и внедрение результатов работы определялась следующим перечнем: разработаны расчётные коды: - ЗАЗОР - для моделирования аппроксимирующих функций распределения межкассетных зазоров в активной зоне методом Монте-Карло, - МЕХ - программная реализация заявляемого в диссертации вероятностного подхода для расчета воздействия всевозможных неопределенностей на распределение энерговыделения в активной зоне, с использованием метода Монте-Карло, (ТП: В настоящее время актуальность вероятностных подходов и кодов типа МЕХ и ЗАЗОР повысилась в связи с необходимостью уточнённой оценки количества повреждённых твэлов. ВЕ-моделированием и пространственной кинетикой, с необходимостью принципиальной модификации учёта Кинж. использованием метода BEPU. а также повышением мощности ВВЭР) - TB3JT-2D - для расчета аксиальных растечек тепла в твэле при наличии узких пиков энерговыделения от зазоров между таблетками или вблизи аксиального отражателя. (ТП: В настоящее время сохраняется актуальность таких оценок, в частности, в связи с началом внедрения аксиального профилирования ТВС ВВЭР) произведена программная адаптация базовой версии программы БИПР-7 для создания возможности крупносеточного моделирования активных зон ВВЭР с множеством сортов высотного профилирования, а также с кассетами разной высоты топливных частей: (ГП: РНЦ "Курчатовский институт" сделал это на 10 лет позже — в 2008 г. В настоящее время кассеты с разной высотой топливных частей и аксиальным профилированием внедрены в действующие реакторы ВВЭР-1000) в 2001 г. подано заявление о выдаче патента Российской Федерации на изобретение «Способ снижения неравномерности распределения теплотехнических запасов в ТВС», путем аксиального профилирования периферийных твэлов. Его комбинирование с использованием бланкетов и аксиальным профилированием концентрации выгорающего поглотителя представляет собой усовершенствованное R-A-профилирование ТВС, которое позволит повысить показатели экономичности и безопасности; (ГП: В 2003 г. получен патент РФ на изобретение №2219600 от 20.12.2003 [1901.
В настоящее время актуальность усовершенствованного R-A-профилирования ТВС повысилась в связи с повышением мощности ВВЭР) более равномерная расстановка твэлов и направляющих каналов, а также повышение количества направляющих каналов в ТВС принята в качестве основного варианта в проекте перспективного реактора ВВЭР-1500, что позволит повысить показатели безопасности и эко-номичности; (ГП: В 2010 г. аналогичная ТВС с 24 НК рассматривается как вариант для нового проекта ВВЭР-600. В 2010 г. изготовлены 12 РК-3 ВВЭР-440 с каркасом из уголков и труб (что подпадает под действие изобретения [192]). В РК-3 шаг твэлов увеличен с 12.2 (для РК-1) до 12.6 мм. В 2010 г. они установлены на опытную эксплуатацию на энергоблоке Кольской АЭС)
Связывание нейтронного, теплогидравлического и вероятностного аспектов- как база для перспективного риск-информативного подхода
Для успешной разработки конкурентоспособных на мировом рынке отечественных проектов РУ и АЭС необходимо добиться оптимального баланса конкурирующих категорий "безопасность-эффективность" с реализацией их на достаточно высоком уровне. Повышение эффективности РУ (и АЭС в целом) заключается в повышении уровня мощности, сроков службы, коэффициента использования установленной мощности (КИУМ), снижении затрат на строительство, топливо и эксплуатацию и т.п. Хорошая эффективность ведёт к снижению стоимости энергии при условии, что АЭС будет работать в условиях нормальной эксплуатации (НУЭ). Затраты на достижение хорошей безопасности повышают стоимость энергии в условиях НУЭ, но в конечном счёте призваны снижать её при учёте возникновения всевозможных нарушений и аварий и дорогостоящего устранения их последствий. В атомной энергетике добиваться эффективности за счёт снижения уровня безопасности недопустимо и чревато катастрофическими последствиями.
Однако излишний крен в сторону повышения безопасности может вести к наращиванию инженерных систем и неоправданным ограничениям, усложнению эксплуатации, повышению стоимости и снижению конкурентоспособности как отечественных РУ перед зарубежными, так и в целом АЭ в сравнении с другими источниками энергии. По мнению соискателя, такая опасность имеет место при активизации деятельности НТЦ ЯРБ в России в направлении разработки новых НТД, касательно разработки проекта ФНП «Цели и принципы обеспечения безопасности в области использования АЭ» и внедрения методов BEPU, РИМ (позиция и комментарии соискателя приведены в п. 1.2.6).
Политика безопасности в АЭ основана на традиционных, хорошо обоснованных детерминистических методах, дополненных вероятностными методами анализа безопасности. Детерминистический подход в основном связан с консервативным анализом ННУЭ и ПА, т.е. с пессимистическими реализациями исходных данных и моделированием протекания процессов. Вероятностный метод базируется на систематическом рассмотрении и сочетаниях частот отказов и событий, и применяется, прежде всего, к запроектным режимам (ЗПА или DEC) для оценки безопасности и гарантии адекватной защиты от крайне маловероятных событий, что в основном предполагает применение реалистического анализа (Best Estimate Analysis). В процессе проектирования возможно итеративное взаимодополняющее использование обоих подходов (п. 2.1 1.2 EUR). Вместе с тем в EUR, (см. п. 2.1 3.3 EUR) существует положение о предпочтительности (should be) использования реалистической (BE) методологии вместо консервативной, даже в детерминистических анализах безопасности. Однако это следует понимать не как противоречие с предыдущим положением, а как рекомендацию на перспективу, согласующуюся с общей методологией. Реалистический анализ, в частности, не требует применения принципа единичного отказа. Однако, как правило, всегда требуется наличие обоснованных запасов для покрытия неопределённостей.
Существуют близкие по сути и определениям, но всё же разнящиеся понятия реа листической (Best Estimate или BE-) методологии, реалистического (ВЕ-)анализа и реалистиче ского (ВЕ-)кода. В таблице 3.2.1 представлено 4 выделенных условно стадии изменения (или опции) методологии, характеризующие общее направление эволюции, (с учётом данных МАГАТЭ [258, 259]). Эволюция идёт от детерминистических методов, выполняемых в.консер вативном приближении по используемым кодам, системам и исходным данным (стадия 1) к комбинированной стадии 2 и далее к стадиям 3 и 4. На стадии 2, которая-в основном использу ется в настоящее время, полагается, что пользователь выбирает такую степень консерватизма исходных данных, чтобы она также покрывала и погрешности моделирования кода. Поэтому не существует резких границ между стадиями 2 и 1, как и между другими1 стадиями. В реальном анализе, по различным аспектам могут участвовать подходы и коды, относящиеся к разным стадиям. Далее процесс эволюционирует к реалистической (ВЕ) стадии 3, которая в настоящее время приобретает всё большее значение, в частности это применение метода BEPU . И нако нец процесс переходит к перспективной «Риск-информативной» стадии 4, основанношна веро ятностном анализе + BEPU. Отдельные элементы стадии 4 уже внедрены и используются (в ос новном за рубежом). В близком будущем наиболее вероятно более широкое применение реалистического анализа с использованием реалистических кодов, реалистических исходных данных с их неопределённостями, и консервативных предположений о работе систем (т.е. стадии 3 из табл. 3.2.1). 3.2.1.4 ВЕ-кодыг наиболее адекватно (т.е. оптимально в балансе категорий, «затраты точность» на настоящий момент накопления-знания и вычислительных мощностей) отражают. физические процессы. Исходные данные для них могут быть как консервативными, так и реа листичными. Само понятие ВЕ-кодов также эволюционирует. К примеру в настоящее время (на стадии 2) в России и за рубежом ВЕ-кодом можно считать коды типа КОРСАР/ГП с двухгруп повой диффузионной нейтроникой, одномерной гидродинамикой и консервативным моделиро ванием методически проблемных аспектов, а лет через 10-15 (на стадии ) это могут быть свя занные коды с прецизионными (или близкими к ним методами решения уравнения переноса нейтронов Болыдмана в многогрупповом транспортном приближении и детальным моделированием геометрии и материального состава ТВС) расчётами НФ, ТГ, трёхмерной гидродинамики (CFD, DNS) и правильным-моделированием сложных явлений после повреждения топлива, таких как выброс газа из зазора между таблеткой и оболочкой, разброс топлива, взаимодействие топливо-теплоноситель, потерю осесимметричной геометрии. ВЕ-методология, наряду с обязательным применением ВЕ-кодов, использует наиболее вероятные (т.е. реалистические) наборы, исходных данных; при этом обязателен анализ двух типов неопределённостей (а) для погрешностей моделирования кода32 и (б) для допусков на неопределённости исходных данных (обычно выполняется совмещённый для обоих типов (а) и (б) анализ). Т.е. в стадиях 3 и-4 погрешности моделирования кода и неопределённости исходных данных можно (или следует) анализировать совместно, методом вероятностного моделированияt BEPU. Это мировая практика, требующая субъективизма пользователя-эксперта, поскольку имеется объективная «/трудность продемонстрировать, что погрешности моделирования кода покрываются консерватизмом начальных и граничных условий. 3.211.5 В- современную философию проектирования! всё больше внедряется риск-информативная методология (риск-информативный подход) - стадия 4, позволяющая принимать сбалансированные оптимальные решения, в соответствии с которой1 решение задачи обоснования. безопасности, вырабатывается с использованием- системного процесса; использующего качественные и количественные результаты.детерминистического и вероятностного анализов безопасности, а также учитывающего другие факторы, относящиеся к рассматриваемой проблеме, с целью достижения наиболее экономически эффективного результата и приемлемого уровня безопасности АЭС. С использованием такого подхода должны оптимально решаться задачи оптимизации, технологических регламентов, модернизации проекта, обоснования необходимости уточнения и изменения нормативных документов и т.п. Особое место в безопасности занимает ядерная безопасность при транспортно-технологических операциях и хранении топлива, методология, которой, представлена в, разделе 2.6. Особенность в том, что ядерная безопасность при нахождении топлива вне.реактора, в значительной» степени-основана на синергии организационно-технических мероприятий по безопасности и физической защиты.
Непредусмотренное гомогенное разбавление борного раствора
В техническом проекте традиционно анализируются режимы с непредусмотренным разбавлением бора в первом контуре. Они относятся к категории ННУЭ, что соответствует категории 2 международной классификации (с частотой возникновения более 10" 1/год). В таких анализах предполагается полное перемешивание теплоносителя, что правомерно в случае работающих ГЦН. Приёмочным критерием для таких режимов является подкритичность активной зоны в течение времени (15-30 мин) бездействия оператора (Grace Period из определений EUR.) после обнаружения факта разбавления. Обычно этот критерий по времени выполняется с боль- шими запасами и анализируется физикамив стационарном НФ расчёте. Другим критерием для режима ННУЭ является отсутствие кризиса DNBR, который анализируется здесь. 4.3.2 В данном разделе представлены результаты теплогидравлического расчёта режима «непредусмотренное разбавление теплоносителя» для ключевого сценария с работой АРМ. Рас чёт проведён по коду КОРСАР/ГП с использованием методики по разделу 3.1 для стационарной кампании, при работе на мощности 104 %Nn0B- Результаты представлены на рис. 4.3.1 - 4.3.4 и в таблицах 4.3.1 - 4.3.3. На рис. 4.3.1 представлены исходные аксиальные распределения-энерго выделения в характерных «горячих» каналах (состояние возмущённой «статики» с KR=1,74 для- каждого канала). В расчётах по коду КОРСАР/ГП моделировалось семь горячих каналов, нуме рация которых и идентификация в соответствии с нумерацией ТВС и компоновкой активной зоны представлены в таблице 4.3.1. Моделировалось начало кампании; где разбавление борной кислоты наиболее опасно. Анализировались три--варианта с различными исходными-аксиаль ными профилями энерговыделения (на рис. 4.3.1 обозначение Stat указывает на исходное ста ционарное состояние):
Консервативные исходные аксиальные профили реализованы в вариантах ВОТ и TOP,L как наиболее неблагоприятные в процессе нормальной эксплуатации. Вариант ВОТ потенциально опасен увеличением энерговыделения и температуры топлива в нижней части активной зоны в условиях поочерёдного погружения - регулирующих групп с номерами 10 (H_WG) и 9 (Н_9). Вариант MID является промежуточным между ними и фактически отражает реалистическое состояние, со стационарным отравлением ксеноном. В варианте ТОР для удер-жания значений аксиального энерговыделения и оффсета в допустимых эксплуатационных пределах моделировалось погружение рабочей группы ОР СУЗ почти до нижней допустимой границы (H_WG 70 % по высоте от низа активной зоны). В вариантах ВОТ и MID высота H_WG моделировалась не ниже 95 % для обеспечения требуемого значения аксиального оффсета (Offset). Во всех вариантах принималось, что сигнал оператору о разбавлении поступает через 5 мин. после начала процесса разбавления. Это уни- 259 фицированное консервативное допущение, поскольку через 5 мин. произойдёт, по крайней мере, одно из эксплутационных нарушений - рабочая группа опустится ниже 70 %, либо Qlhot превысит 448 Вт/см, либо значение Offset снизится более чем на 10 %. Ещё одним существенным консервативным допущением было увеличение допустимого периода времени бездействия оператора в полтора раза - с требуемых 15 до 23 мин, поскольку именно в конце данного периода происходит существенное ухудшение значимых критериальных параметров.
