Опыт использования программного комплекса ПРОСТОР в
advertisement
Опыт использования программного комплекса ПРОСТОР в расчетной поддержке эксплуатации Калининской АЭС и перспективы его дальнейшего применения на АЭС с ВВЭР-1000 Авторы: С.Б. Выговский1), Е.В. Чернов1), А.А. Семенов1), В.П. Страшных1), В.А. Чернаков2), А.Н.Лупишко2), Богачек Л.Н.3), Бай В.Ф.3), Чапаев В.М.3) 1) НИЯУ «МИФИ», 2) ВНИИАЭС, 3)Калининская АЭС Список используемых сокращений АЗ АЗ-1 аварийная защита реактора; сигнал на срабатывание аварийной защиты, полученный при превышении аварийных уставок по работе различных видов оборудования; АЭС атомная электрическая станция; АКНП аппаратура контроля нейтронного потока; БЗОК быстродействующий запорный клапан между парогенератором и ГПК; БРУ-К быстрое редукционное устройство для сброса пара в конденсатор; БРУ-А быстрое редукционное устройство для сброса пара в атмосферу ; ВВЭР водо-водяной энергетический реактор; ВКС верхняя камера смешения теплоносителя; DNBR коэффициента запаса до кризиса теплообмена на поверхности ТВЭЛа; ГЦК главный циркуляционный контур РУ с реактором ВВЭР-1000; ГЦН главный циркуляционный насос на каждой из петель ГЦК; КД компенсатор давления; ЕЦТ естественная циркуляция теплоносителя; НКС нижняя камера смешения теплоносителя; ПГ парогенератор; ПК предохранительный клапан на парогенераторе; РУ реакторная установка; РОМ регулятор ограничения мощности; САОЗ система аварийного охлаждения активной зоны; САПР система автоматизированного проектирования; СВРК система внутриреакторного контроля ; СГИУ система управления групповым и индивидуальным движением органов системы управления изащиты; СУЗ система управления защиты реактора; ОР орган регулирования; ТВС тепловыделяющая сборка; ТВЭЛ тепловыделяющий элемент, содержащий ядерное топливо; ТПН питательный насос турбины, обеспечивающий подачу воды в парогенераторы; УРБ ускоренная разгрузка блока; УТП учебно-тренировочный пункт. Введение Актуальность использования комплексных математических моделей различной сложности в расчетной поддержке эксплуатации оборудования действующих АЭС не вызывает сомнений. Примерами их практического применения в расчетной поддержке эксплуатации АЭС с ВВЭР1000 являются такие программы и программные комплексы как: «БИПР-7», «ПЕРМАК», «КАСКАД», «ПИР-ВОПОЛ», «ИР», «NOSTRA», «РАДУГА». В дополнение к этому списку необходимо назвать компьютерные аналитические тренажеры, разработанные во ВНИИАЭС в центре тренажеростроения и математического моделирования и в ИАТЭ (Институт атомной энергетики г. Обнинск) и используемые в настоящее время в учебных целях в УТП практически всех АЭС. Среди перечисленного ряда программ и комплексов определенное место занимает и программный комплекс «ПРОСТОР», разработанный коллективом ЭНИКО ТСО (НИЯУ МИФИ) по договору с Калининской АЭС, и находящийся в промышленной эксплуатации в настоящее время в ОЯБ и УТП. Основное назначение программного комплекса «ПРОСТОР» - проведение взаимосогласованных нейтронно-физических и тепло-гидравлических расчетов стационарных и нестационарных процессов в оборудовании РУ АЭС с ВВЭР-1000 моделирование в полном объёме работы систем управления и защиты на действующих АЭС. Программный комплекс «ПРОСТОР» может быть использован для расчетного сопровождения эксплуатации оборудования РУ, для расчетного анализа различных технических решений при модернизации оборудования РУ, совершенствования эксплуатации и алгоритмов управления на действующих АЭС, для расчетного обоснования симптомно-ориентированных аварийных инструкций, а также в учебных целях в УТП. К настоящему моменту накопился определенный положительный опыт эксплуатации данного комплекса в решении ряда задач инженерной поддержки эксплуатации на Калининской АЭС и его использования в расчетном обосновании технической безопасности ЯЭУ при рассмотрении новых технических решений или анализе нарушений нормальной эксплуатации, имевших место на практике эксплуатации АЭС. Первым удачным опытом эксплуатации программного комплекса ПРОСТОР на Калининской АЭС было его использование в ЯФЛ наряду со штатной программой сопровождения БИПР-7А в прогнозных и поверочных расчетах нейтронно-физических характеристик активной зоны 1-го и 2-го энергоблоков. Помимо статических расчетов в рамках указанных работ проводилось динамическое моделирование по п/к «ПРОСТОР» измерений эффективности аварийной защиты (АЗ) на МКУ на АЭС. Результаты данного моделирования позволили аргументировать систематическую разницу между результатами измерений и статических расчетов по различным программам, в также в отдельных случаях найти ошибки, допущенные при проведении измерений эффективности АЗ. Другим положительным опытом применения комплекса ПРОСТОР на Калининской АЭС стало уточнение расчета теплового баланса РУ, проводимого регулярно на АЭС. Результат данного использования привел к повышению точности определения расходов теплоносителя по ниткам ГЦК 1-го контура, температур теплоносителя в горячих нитках ГЦК, к лучшему согласованию параметров 1-го и 2-го контуров. В настоящее время в НИЯУ МИФИ совместно с ВНИИАЭС проводятся работы по использованию п/к «ПРОСТОР» в обработке показаний термопар, расположенных над активной зоной, для повышения точности определения тепловой мощности активной зоны. Еще одним примером использования комплекса ПРОСТОР было исследование консервативных условий моделирования переходного режима с отключением турбогенератора (ТГ) и не посадкой одного из предохранительных клапанов на парогенераторе – БРУ-А (течь во 2-ом контуре из ПГ), случившегося на 1-ом блоке Ростовской АЭС во время 2-ой кампании. Данные исследования проводились по инициативе Руководства АЭС и его результаты были переданы в ЯФЛ Ростовской АЭС. Другим примером практического применения программного комплекса «ПРОСТОР» явился расчетный анализ усовершенствованных алгоритмов СГИУ и различного числа групп органов СУЗ в работе РОМ и УРБ для 3-го блока Калининской АЭС при нарушениях нормальной эксплуатации. Анализ проводился для различных вариантов топливных загрузок из числа загрузок, имевших место в ходе эксплуатации 1-го и 2-го энергоблоков, и позволил выявить преимущества одних вариантов алгоритма СГИУ по сравнению с другими. Широкомасштабным опытом применения программного комплекса ПРОСТОР стало его использование в расчетных исследованиях возможности применения режима естественной циркуляции теплоносителя (ЕЦТ) в расширенной области параметров РУ на АЭС с ВВЭР-1000 при нарушении нормальной эксплуатации. Данные исследования проводились в 2003 году по инициативе Санкт-Петербургского Государственного Политехнического Университета и выполнялись по заказу Эксплуатирующей организации. В этих исследованиях приняли участие представители многих организаций, в частности, представители ОЯБ Калининской АЭС, НИЯУ «МИФИ», ВНИИАЭС и ЭНИКО ТСО. Выполненные исследования являются не только перспективными, но и практически ценными для действующих АЭС. Практическая ценность данных изменений в регламенте заключается в том, что сохранение критического состояния реактора до устранения нарушений нормальной эксплуатации, даже при отключении турбины, экономит временные и материальные затраты по боромассообмену по сравнению с переводом реактора в под критическое состояние. Одним из последних примеров использования п/к «ПРОСТОР» в инженерной поддержке эксплуатации является модернизация алгоритма аппаратуры контроля энерговыделения (АКЭ) в активной зоне реактора ВВЭР. Новый алгоритм (АКПМ) обладает следующими достоинствами: обеспечивает рассогласование между значением нейтронной мощности по показаниям боковых ионизационных камер (БИК) и тепловой мощностью активной зоны не больше 1% при погружении различного числа поглощающих стержней (ПС) на различную глубину в диапазонах мощности от 100% до 40% при несимметрично работающей активной зоне. Входные данные данного алгоритма для каждой новой топливной загрузки готовит п/к «ПРОСТОР» по универсальной методике, передаваемой в ЯФЛ каждой АЭС. Новый алгоритм проверен на ПМТ 3-го блока Калининской АЭС по эксплуатационным данным АЭС. Предполагается его использование на Ново-Воронежской АЭС-2 (проект АЭС-2006). В настоящем докладе дана краткая характеристика программного комплекса «ПРОСТОР» и приведены основные результаты верификации комплекса ПРОСТОР по экспериментальным и эксплутационным данным различных энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000. Здесь же приведен ряд актуальных задач инженерной поддержки эксплуатации на АЭС с ВВЭР и дано описание того, как эти задачи решаются или будут решаться с помощью использования п/к ПРОСТОР. Описание программного комплекса «ПРОСТОР». Программный комплекс «ПРОСТОР» моделирует работу следующих технологических систем и элементов оборудования АЭС с реактором ВВЭР-1000: активная зона, реактор, главный циркуляционный контур (ГЦК), система компенсации давления; система трубопроводов пара и питательной воды, пассивная часть системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ); система аварийного ввода бора (среднего и высокого давления); система аварийной питательной воды, система подпитки-продувки 1 контура; система промежуточного контура, система организованных протечек; система грязного конденсата, система борного концентрата; система управления и защиты (СУЗ); аппаратура контроля энерговыделения (АКЭ); система внутриреакторного контроля ( СВРК); аппаратура контроля нейтронного потока. Для имитации второго контура моделируются трубопроводы, ТПН и трубопроводы острого пара, включая БЗОК, ГПЗ, СРК, БРУ-А, БРУ-К и сами ПГ. Программный комплекс «ПРОСТОР» позволяет моделировать нормальные условия эксплуатации технологического оборудования 1-го контура и его систем, нарушения нормальной эксплуатации, а также аварийные ситуации, связанные со срабатыванием защит и блокировок систем 1-го и 2-го контуров (от ПГ до ГПК) и различными отказами технологического оборудования. Уровень моделирования физических процессов в программном комплексе ПРОСТОР характеризует приведенный ниже перечень воспроизводимых моделью явлений и эффектов: эффект неполного перемешивания теплоносителя при его выходе из трубок для ПЭЛ с остальным теплоносителем кассеты; эффект влияния неполного перемешивания теплоносителя в зоне на показания термопар в горячих нитках 1-го контура; эффект влияния неполного перемешивания теплоносителя в нижней камере смешения и в активной зоне на неравномерность подогревов теплоносителя по кассетам; особенности переноса нейтронов и их регистрации в местах расположения БИК; зависимость теплопроводных свойств газового зазора между оболочкой и топливом от глубины его выгорания и величины тепловых потоков; возможность паро-циркониевой реакции на оболочке ТВЭЛ при запаривании зоны и прекращении циркуляции теплоносителя в контуре; профилирование органа СУЗ по высоте реактора для учета наличия в нижней части кластера органа СУЗ материала поглотителя (диспрозия), отличного от карбида бора; эффект резонансной нестабильности реактора в режимах с естественной циркуляцией теплоносителя на пониженных уровнях мощности и колебаниями интегральной мощности реактора; ксеноновые процессы в активной зоне в условиях нестабильности реактора по отношению к колебаниям локальной мощности; процессы выгорания топлива с учетом спектральной истории выгорания топлива и влияния этого учета на расчетные экономические показатели использования топлива; выход продуктов деления через микротрещины в оболочке ТВЭЛ и зависимость данного выхода от давления в 1-ои контуре и азотную активность теплоносителя 1-го контура. Программный комплекс «ПРОСТОР» включает в себя следующие программные модули: программный модуль «HARD_NUT/N» - трехмерную двухгрупповую диффузионную модель нейтронной кинетики (нодальный метод пространственной дискретизации уравнения диффузии нейтронов, основанный на использовании аналитических собственных функций); программный модуль «NEKST» - трехмерную двухгрупповую модель нейтронной кинетики (полиномиальный нодальный метод пространственный дискретизации уравнения диффузии нейтронов); программный модуль «HARD_NUT/T» - поканальную двухфазную модель теплофизики и гидравлики активной зоны ; программный модуль «HARD_NUT/PS», моделирующий процессы в реакторе, ГЦК, в системе компенсации давления, в парогенераторах со стороны 1-го контура и 2-го контуров; Модель активной зоны в составе ПМК ЯЭУ с ВВЭР-1000 базируется в настоящее время на библиотеке нейтронных сечений для 89-х различных конструкций ТВС и может быть расширена до 200 конструкций без переделки модели ЯЭУ. Нужно только заменить библиотеку двух групповых н/ф сечений, подготовленных по определенному формату. Это удобно для пользователей, так как модель зоны становится инвариантна по отношению к любому проекту ВВЭР-1000(1200) и модернизации действующих энергоблоков. Программный комплекс ПРОСТОР выполнен на базе интегрированной программной платформы ЭНИКАД, ориентированной на создание тренажерных моделирующих комплексов сложных технологических объектов управления. Программная платформа ЭНИКАД состоит из двух главных программных компонент: программной системы «GIW», являющаяся ядром системы поддержки программно-моделирующего комплекса и программной системы «ПЗ», обеспечивающая формирование и сопровождение инженерных задач. В настоящем разделе речь пойдет о системе поддержки программно-моделирующего комплекса. Система GIW включает инструментальные средства разработки и сопровождения компонентов программно-моделирующего комплекса, а также среду исполнения его программных модулей. Как инструментальная система GIW обеспечивает: создание или редактирование экранных форматов различных типов с использованием библиотек стандартных или специализированных графических примитивов; создание или модификацию моделей типового технологического оборудования с помощью САПР нескольких типов; проведение отладки моделей, с визуализацией их работы на экранных форматах различного типа; Как исполняющая система GIW обеспечивает: сборку и настройку многомашинного комплекса с узлами различной функциональности; реализацию распределенной моделирующей среды, включая организацию диспетчеризации моделей и обмена данными в различном масштабе времени; динамизацию экранных форматов в соответствии со значениями переменных модели; организацию технологического управления с помощью элементов управления форматов; поддержку типовых операций управления моделью ЯЭУ: пуск, стоп, откат, смена состояния, задание отказа; регистрацию моделируемых переменных в файле протокола и средства визуализации данных из файла протокола; выполнение сценариев для автоматического контроля значений моделирующих переменных и вывода диагностических сообщений или внесения управляющих воздействий. Программное обеспечение GIW реализовано по модульному принципу. Расширение функциональности или создание специализированных интерфейсов обеспечивается путем разработки и добавления в GIW необходимых программных модулей. Программное обеспечение GIW может иметь переменный состав в зависимости от назначения платформы. В п/к «ПРОСТОР» используются следующие стандартные компоненты: ядро системы (программа GIW и базовые библиотеки); средства САПР; средства записи и визуализации протокола; Задание входных данных для программного модуля «HARD_NUT/PS» осуществляется в графическом редакторе программы GIW. Задание входных данных в указанные выше программные модули может производиться как с помощью программы GIW, так и с помощью простых текстовых файлов. Модели тепло-гидравлических процессов в РУ и систем управления и защиты, составляющих программный модуль «HARD_NUT/PS», разработаны на основе пакетов САПР тепло-гидравлических и логических систем, созданных в ЭНИКО ТСО (НИЯУ МИФИ). Помимо традиционных и универсальных возможностей, присущих моделирующим комплексам уровня п/к «ПРОСТОР», представляемый комплекс имеет и другие, позволяющие решать различные эксплуатационные задачи на АЭС и различные исследовательские задачи. Эти возможности требуют специальных характеристик моделей и специализированных разработок на базе программной платформы – среды разработки, которыми обладают не все полномасштабные моделирующие комплексы. Перечислим некоторые из них: Обеспечение связи п/к «ПРОСТОР» с данными архивов измеренных данных АЭС: как минимум ИВС и СВРК. Эта возможность реализуется специальной библиотекой функций, которая входит в состав моделей ЯЭУ, а её функциональность обеспечивается программным модулем «GIW». Обеспечение возможности считывания переменных модели в произвольный момент времени работы п/к «ПРОСТОР» из внешних текстовых файлов с табличным заданием изменения этих переменных по времени с произвольным временным интервалом, синхронизированным с временем работы моделирующей системы «GIW» Обеспечение возможности передачи управления моделью от программной оболочки GIW- к внешнему сценарию, являющемуся исполняемым модулем (*.dll), написанным на языках «СИ» или «ФОРТРАН», а также на интерпретирующем языке системы «PYTON», и умеющим работать с переменными моделей п/к «ПРОСТОР». Организацию перехода с модели ЯЭУ на модель реактора на граничных условиях по холодным и горячим петлям ГЦК и обратно, что актуально для моделирования выгорания топлива и подготовки начальных состояний моделей в произвольный момент кампании (реакторная модель в 4-5 раз быстрее полной для модели ЯЭУ). Обеспечение связи ПРОСТОР с данными ЯФЛ АЭС с ВВЭР по тепловым нагрузкам на активную зону, по положению ОР СУЗ в зоне и по значениям температуры теплоносителя на входе из холодных петель в реактор в зависимости от времени. Это предоставляет возможность моделирования выгорания топлива по реальному графику тепловых нагрузок и по данным, взятым из СВРК. Обеспечение сохранения параметров активной зоны, необходимых для сохранения и инициализации нужного состояния зоны. Более экономный способ хранения состояний активной зоны в разные моменты кампании. Данная возможность очень актуальна для приведения ПМТ к текущей топливной загрузке. Формирование произвольной картограммы топливной загрузки из имеющихся типов ТВС в диалоговом режиме или через задание внешних данных и обеспечение моделирования перегрузки топлива по заданным схемам или формирование собственной схемы перегрузки при исследовании усовершенствованных топливных циклов. Формирование в диалоговом режиме или через внешние данные произвольной картограммы ОР СУЗ в активной зоне от 61 органа до 163, включая картограмму ОР СУЗ для АЭС-2006, произвольный выбор управляющей группы ОР СУЗ (для АРМ), произвольный выбор группы ОР для УРБ. Переход на ручное регулирование группами ОР и отдельными ОР СУЗ Настройку модели ЯЭУ энергоблока по экспериментальным или проектным данным в диалоговом режиме. В системе настройки ЯЭУ особенно детализирована возможность настройки модели активной зоны, ГЦК 1-го контура и паровых трактов из ПГ во 2-ом контуре. Формирование специальных условий моделирования аварийных режимов для обеспечения принципов консервативности при проектном обосновании технической безопасности ЯЭУ. Данная возможность достигается за счет следующих возможностей модели ЯЭУ и программных средств, обеспечивающих его работу: введения отказов в работе оборудования (насосы, задвижки, ОР СУЗ и т.д.); коррекции самих н/ф сечений и их зависимости от режимных параметров (температуры и плотности теплоносителя); коррекции теплофизических и гидравлических характеристик активной зоны и отдельных трактов 1-го и 2-го контуров; регулирования картины смешения теплоносителя на входе в активную зону; увеличения локальной мощности и степени затеснения потока теплоносителя в активной зоне по причине неточного их расчета и измерений на АЭС, а также по причине эксплуатационной деформации топливных кассет. Решение задач расчетной поддержки эксплуатации с использованием п/к «ПРОСТОР» основано на выполнении отдельных заданий или пакета инженерных заданий. Задание определяет исходное состояние имитируемого оборудования, выполняемый технологический режим, конечное состояние оборудования, способы и ограничения управления им, а также возмущающие воздействия, автоматически вносимые в процессе выполнения задачи. Это обеспечивается системой формирования сценариев и режимов работы анализатора – системой ПЗ. Задания предназначены для исследования протекания процессов в активной зоне и ЯЭУ в различных режимах работы. Пользователю предоставляется возможность ввода различных отказов оборудования и изучения их последствий. Перечень изучаемых в ходе данного задания процессов определяется заранее и может модифицироваться дополнительно пользователем. В систему поддержки процесса сопровождения и обучения входят следующие системы: система индивидуального планирования ; система поддержки выполнения инженерных задач; система контроля; система разработки и модификации инженерных задач. Для реализации всех возможностей программного комплекса «ПРОСТОР» необходима ПЭВМ с системой команд x86 с тактовой частотой не менее 2000MHz. Описание некоторых актуальных эксплуатации реактора ВВЭР. задач инженерной поддержки Приведем примеры таких задач, которые важны для практики эксплуатации ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000 и могут быть решены с помощью п/к «ПРОСТОР» на базе программной платформы ЭНИКАД или другими аналогичного класса моделирующими комплексами. Комплекс задач расчетного сопровождения эксплуатации с целью динамического расчета выгорания топлива, контроля локальных характеристик активной зоны и параметров ЯЭУ. Комплекс задач, связанных с планированием и обработкой результатов экспериментов по определению н/ф характеристик А.З. Задача уточнения расчета теплового баланса РУ. Задачи, связанные с проверкой эффективности алгоритмов РОМ и УРБ(УПЗ) и выбора необходимых групп ПС СУЗ на динамических моделях. Задача корректировки показаний БИК для более точного определения не тронной и тепловой мощности реактора и связанной с этой задачей подготовкой входных данных для каждой топливной загрузки для нового алгоритма АКЭ. Актуальность указанных задач объясняется следующими физическими особенностями реактора ВВЭР, связанными с измерениями и контролем определенных параметров ЯЭУ. Рис.1 При расчетах н/ф характеристик активной зоны при выгорании топлива на реальном графике тепловых нагрузок на зону возникает проблема учета влияния нестационарного отравления активной зоны ксеноном и реального графика тепловой мощности на динамику изотопного состава топлива и на распределение полей энерговыделения по объему зоны. Это влияние может иногда приводить к серьезным ошибкам в значениях критической концентрации борной кислоты и распределениях нейтронных полей по зоне в течение кампании реактора. Особенно эта проблема требует аккуратного решения в конце кампании при использовании стратегии продленного топливного цикла за счет уменьшения тепловой мощности реактора до 75% от номинала. Указанные особенности приводят к целесообразности расчетов выгорания топлива с использованием динамического моделирования процессов в активной зоне и с учетом спектральной истории выгорания топлива. Другая особенность связана с рассогласованием между значениями нейтронной мощностью, регистрируемой по показаниям боковых ионизационных камер (БИК), и тепловой мощностью, определяемой по датчикам СВРК при движении различных групп ОР СУЗ. Нейтронная мощность по БИК определяется путем регистрации нейтронного потока в боковых 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 1 2 ионизационных камерах – БИК. 2-й БИК 1-й БИК Боковые камеры располагаются на большом расстоянии от активной зоны и регистрируют нейтроны деления только из двух периферийных рядов (по радиусу) ТВС и только из двух-трех ТВС в этих рядах, ближайших к нормали, проведенной от точки расположения Рис.3. Изображение активной зоны ВВЭР-1000 камеры к боковой поверхности для построения зависимости чувствительности БИК к местоположению нейтронов деления в активной зоны (см. Рис.1 и Рис.2). активной зоне по радиусу Если бы при любых изменениях параметров активной зоны пространственное распределение нейтронов деления (или, что-то же самое, распределение локальной нейтронной мощности) не менялось, а менялось бы только их суммарное количество в объёме активной зоны, то рассогласования между значениями мощности по показаниям БИК и по датчиком СВРК не было бы. Однако это не так. К примеру, при погружении групп ОР СУЗ, расположенных в центральной области активной зоны (группы под №№1, 7, 10, 320 проект) относительная мощность периферийных ТВС заметно увеличивается. Данное увеличение Рис.4 частично компенсирует интегральное уменьшение нейтронного потока в активной зоне, и измеряемая мощность по БИК Рис.3 оказывается больше тепловой мощности реактора по данным СВРК. В случае погружении периферийной группы ОР СУЗ (группы под №№6, 8, 9) относительная мощность периферийных ТВС заметно снижается. Данное снижение усиливает интегральное уменьшение нейтронного потока в активной зоне и измеряемая по БИК величина мощности оказывается меньше величины тепловой мощности по датчикам СВРК. При измерениях «веса» АЗ на МКУ или «веса» отдельных групп ОР СУЗ происходит то же самое явление, что и описанное выше. В этом случае измеряемой величиной является не значение нейтронной мощности, а величина реактивности, вносимая в баланс нейтронов в активной зоне при полном погружении всех ОР СУЗ до низа зоны. Эти измерения также проводятся с помощью регистрации тока в БИК и вычисления логарифмической производной по времени при конечном перемещении группы или всех ОР СУЗ. Данные результаты представляют последовательность временных измерений значений логарифмической производной от токов в БИК для одного перемещения ОР СУЗ. Зная величины доли запаздывающих нейтронов от их предшественников и времена жизни каждого предшественника, можно, зафиксировав временную последовательность логарифмических производных от токов, определить реактивность активной зоны при данном перемещении ОР СУЗ. Однако вычисленная реактивность не определяет истинную реактивность всей активной зоны по разобранным выше причинам. Заметное рассогласование между измеренной эффективностью групп ОР СУЗ и расчетными величинами подтверждается многочисленными расчетами по различным нейтронно-физическим кодам, включая штатные программы сопровождения. На мощности разница между эффективностью группы ОР СУЗ, измеренной с помощью БИК, и полной эффективностью этой группы может увеличиться или уменьшиться в зависимости от последовательности погружения и извлечения групп ОР СУЗ и длительности промежутков между измерениями их характеристик. Это явление связано с нестационарным отравлением активной зоны ксеноном. Нестационарное отравление ксеноном может существенно перестроить объемное распределение энерговыделения и привести к ещё большому рассогласованию величин истинной и измеренной реактивности, чем на МКУ. Для наглядной иллюстрации рассмотренных явлений показано на рис.3, схематически, расположение двух БИК относительно активной зоны. А на рис.4 показана пространственная зависимость чувствительности БИК к нейтронам деления в активной зоне и радиальная зависимость распределения нейтронов деления в активной зоне при погружении 1-ой группы ОР СУЗ по линии ТВС, показанной на рис.3. Математически это можно проиллюстрировать следующим образом: q( x, y, z, t )dxdydz Q( x, y, z, t ) T (t )q( x, y, z, t ), 0, q( x, y, z, t )dxdydz 1, t V Q( x, y, z, t ) истинное пространственное распределение число делений в зоне; q( x, y, z, t ) отнормированное пространственное распределение число делений в зоне; T (t ) суммарное по объёму зоны число делений; ln( q( x, y, z, t )dxdydz )lэфф VБИК 1 T 1 T (1) lэфф ; БИК lэфф ; T t T t t ln( q( x, y, z, t )dxdydz) VБИК A , V объём активной зоны; t VБИК объём активной зоны с чувствительностью нейтронов деления, значимой для БИК, lэфф время жизни нейтронов с учетом запаздывающих нейтронов Если A 0, то БИК > (при уменьшении поля q в центре) Если A 0, то БИК < (при увеличении поля q в центре). Аналогичные выкладки можно провести и для нейтронной мощности и получить те же неравенства между значениями нейтронной мощности по БИК и полной мощностью активной зоны. В связи с рассмотренными особенностями измерений нейтронной мощности и эффективности групп ОР СУЗ возникает задача корректировки показаний БИК и определения, как истинного значения нейтронной мощности, так и истинной величины реактивности, вносимой группами ОР СУЗ при их погружении в зону. Впервые эта проблема была обозначена группой исследователей под руководством Л.К. Шишкова в составе Б.Е. Шумского и А.А.Пинегина и была частично решена с помощью программы «NOSTRA». Еще одной проблемой в эксплуатации ЯЭУ с ВВЭР является определение тепловой мощности по температурным датчикам 1-го контура. Для определения тепловой мощности реактора необходимо знать температуры и расходы теплоносителя в горячих и холодных петлях ГЦК. Температуры теплоносителя являются прямо измеряемыми величинами, а расходы вычисляются в ИВС и СВРК по измеряемому перепаду давлений на ГЦН и его паспортным характеристикам (зависимость напора давлений на ГЦН от расхода теплоносителя через него). По температурным перепадам и расходу на каждой петле ГЦК можно определить тепловую мощность петли без тепла от ГЦН и сумма этих мощностей даст мощность реактора. При условии, что измерения дают точное представление о средней температуре теплоносителя по каждой петле можно довольно точно вычислить тепловую мощность реактора. К сожалению это не так. По холодным петлям ГЦК измеряется именно средняя температура теплоносителя, так как поток теплоносителя после трубчатки и выходного коллектора ПГ хорошо перемешан. На горячих петлях поток теплоносителя на выходе из реактора не достаточно перемешан. Поэтому измеряемая температура во многом зависит от того, где стоят температурные датчики и как они размещаются по трубе ГЦК. Измеряемая температура также зависит от того, как распределена мощность по струям теплоносителя из периферийной и центральной частей активной зоны. Схематически это можно проиллюстрировать на рис.5. Если датчики располагаются на нижней поверхности трубы ГЦК, то (принимая во внимание, что по трубе перемешивания между струями воды, практически, нет на длине три-четыре калибра) эти датчики меряют температуру теплоносителя из периферии активной зоны. И наоборот, если датчики располагаются на верхней части трубы, то они меряют температуру теплоносителя из центральной части активной зоны. Если средние мощности центральной и периферийной частей активной зоны заметно отличаются от средней мощности по всей зоне, то показания датчиков могут сильно отличаться от истинного среднего значения температуры теплоносителя в петле. Расслоение, показанное на рис.5, является самым простым. При закрутке потока теплоносителя на выходе из реактора картина течения становится гораздо сложней и неопределенность в интерпретации показаний датчиков увеличивается. Правда, надо сказать, что между верхней камерой смешения и выходными патрубками в петли располагается дырчатая обечайка, которая хорошо перемешивает поток теплоносителя и закрутка, возникшая при выходе из реактора, будет прекращена обечайкой. Если температурные датчики расставлены по периметру трубы равномерно и в большом количестве, причем такая расстановка повторяется на другой длине трубы, то, усредняя показания всех датчиков, можно очень точно получить значение средней температуры теплоносителя в горячей петле. Однако, обычно на одном периметре располагаются не более трех датчиков, а на одной трубе располагается порядка 6-ти датчиков. Практика показывает, что разница в величине температуры теплоносителя в горячей петле по измерениям от истинной средней температуры может достигать от 1° до 5°С (данная проверка осуществлялась по данным 2-го контура 1, 2 и 3го энергоблоков Калининской АЭС). В настоящее время использование эталонных значений петлевой мощности по 2-му контуру для оперативной коррекции температур теплоносителя в горячих петлях не используется. Поправки для измеренных температур вычисляются для каждой топливной загрузки ежемесячно и вносятся в систему ИВС и СВРК периодически. В переходных режимах, связанных с разгрузкой блока до 70%номинальной мощности или до 50%номинальной мощности при отключении одного или двух ГЦН величина корректирующего множителя не может быть константой. В этом случае в оперативном управлении блоком могут использоваться неправильные значения температуры теплоносителя по горячим петлям. Данная проблема требует своего разрешения. Еще одна особенность подогрева теплоносителя по петлям ГЦК проявляется в том, что расположение патрубков, обеспечивающих выход теплоносителя из реактора в петли ГЦК, не симметрично по отношению к секторам симметрии 90° активной зоны. Выглядит это так, как показано на рис.6. Даже, если наблюдается полная симметрия в расположении ТВС по секторам 90° относительно прямоугольной системы координат, размещенной в центре активной зоны, то и этом случае мощность, отводимая по петлям, окажется не симметричной. Причем, можно заранее сказать, в какую петлю попадет более подогретый теплоноситель, а в какую менее подогретый теплоноситель. Поскольку перемешивание теплоносителя на выходе из ТВС на периферии зоны гораздо меньше перемешивания теплоносителя из центральной части активной зоны, то разница в подогреве определяется в основном разным количеством кассет, граничащих с отражателем тремя гранями и попавших в сектор, прилегающий к соответствующей петле. Помимо петлевого контроля температуры теплоносителя осуществляется температурный контроль и в активной зоне реактора. Для обеспечения температурного контроля в активной зоне используются 91 термопара. Если бы показания термопар давали точные значения средней по сечению ТВС температуры теплоносителя, то можно было бы легко восстановить тепловую мощность активной зоны, которая была бы идеальным эталонным значением и для показаний нейтронных датчиков, и для показаний БИК, и для коррекции показаний температурных датчиков в горячих петлях ГЦК. Но измеренные значения температуры не являются средними значениями температур на выходе ТВС и не могут надежно служить для определения тепловой мощности в каждой ТВС. Причины этого кроются в том, что датчики располагаются над ТВС в трех точках на определенной орбите вокруг центра ТВС. В каждой точке датчик измеряет температуру теплоносителя, пришедшего на него из межтвэльного пространства вокруг семи ТВЭЛ. Таким образом, по показаниям зонных датчиков можно узнать температуру теплоносителя, обтекающего поверхность семи ТВЭЛ в трех местах на одной орбите вокруг центрального ТВЭЛ на выходе из кассеты. Нужна процедура перехода от данных показаний к средней температуре по сечению ТВС, и задача по определению тепловой мощности каждой из 91 ТВС была бы решена. При наличии расчетно-экспериментальной методики, позволяющей устранить описанные выше неопределенности в интерпретации результатов станционных измерений, можно будет на базе показаний 91-го датчика довольно точно определить тепловую мощность активной зоны. Результаты верификации и использования программного комплекса «ПРОСТОР» в расчетной поддержке эксплуатации ЯЭУ с ВВЭР-1000. Программный комплекс «ПРОСТОР» в составе многофункционального анализатора режимов реакторного отделения 1-го и 2-го энергоблоков блоков Калининской АЭС прошел верификацию по экспериментальным и расчетным данным АЭС при выполнении программы приемо-сдаточных испытаний. В июле 2001г. комплекс сдан в промышленную эксплуатацию в ОЯБ и УТП Калининской АЭС. Результаты верификации модели РУ в полном объеме находятся в аттестационных материалах, представленных в ГАН РФ. Что касается погрешностей расчета основных нейтронно-физических и тепло-гидравлических характеристик активной зоны, то можно утверждать, что они не превышают погрешностей расчета по программам «БИПР-7А» и «NOSTRA». В дальнейшем данный Таблица 1. Эффективности отдельных групп ОР СУЗ на комплекс был модифицирован и МКУ для 3-го и 4-го энергоблоков. В ходе его использования в БИПР-7А ПРОСТОР ПРОСТОР АЭС расчетной поддержке эксплуПоложения (статика) (статика) (динамика) групп ОР атации активной зоны в ЯФЛ СУЗ,% Реактивность, вносимая отдельными группами ОР Калининской АЭС в качестве СУЗ ||, % дополнительного расчетного средства к штатным Н10=80, Н1=0 0.148 ± 0.007 0.12 0.151 0.148 программам сопровождения Н10=80, Н2=0 0.58 ± 0.03 0.57 0.57 0.56 были получены дополнительные результаты верификации, а Н10=80, Н4=0 0.62 ± 0.03 0.61 0.62 0.61 ЯФЛ получила возможность перекрестной проверки резульН10=80, Н6=0 1.02 ± 0.04 0.93 0.98 1.02 татов прогнозных расчетов по штатным программам. В ходе Н10=80, Н7=0 0.41 ± 0.02 0.36 0.41 0.40 верификации ПРОСТОР для его Н10=80, Н8=0 1.22 ± 0.05 1.11 1.18 1.21 аттестации и при дальнейшем его использовании на Н10=80, Н9=0 1.00 ± 0.04 0.94 0.96 1.03 Калининской и Ростовской АЭС были получены резуль-таты Н10=100-0 0.49 ± 0.02 0.42 0.46 0.45 сопоставления расчетных и измеренных данных по Н10=82-25 0.39± 0.02 0.35 0.38 0.37 критической концентрации борной кислоты при выгорании топлива для 50 и больше различных кампаний энергоблоков Калининской АЭС и 1-го блока и 2-го блоков Ростовской АЭС. Среднеквадратичное отклонение расчетных данных от измеренных не превышает 0.05г/кг. В ходе этих расчетов на Калининской АЭС была продемонстрирована хорошая прогнозная способность комплекса по длительности кампании и значению пусковой концентрации борной кислоты. В таблицах 1,2 приведены результаты измерений и расчетов, выполненных для разных групп ОР СУЗ для 1-ой кампании 3-го блока Калининской АЭС. Данные результаты сразу обратили на себя внимание не соответствием доверительного интервала измерений эффективности борной кислоты и веса группа отдельных групп ОР. Были обработаны результаты моделирования прямых измерений с использованием реактиметра и моделирования измерений на основе перекомпенсации движения ОР СУЗ изменением борной кислоты. Эта обработка дала результаты, помещенные в таблицу 3, из которой становится ясно, что или погрешности измерений эффективности борной кислоты сильно завышены, или погрешности измерений «веса» отдельных групп ОР СУЗ заметно занижены. Таблица 2 Эффективность борной кислоты на МКУ Положения групп ОР СУЗ,% Н10=80, Н1=0 Н10=80, Н2=0 Н10=80, Н4=0 Н10=80, Н6=0 Н10=80, Н7=0 Н10=80, Н8=0 Н10=80, Н9=0 Н10=82-25 АЭС БИПР-7А ПРОСТОР Диапазон в концентрациях борной кислоты при погружении группы ОР СУЗ (Сбор и ΔСбор, г/кг) и эффективность борной кислоты (/с, %/г/кг) 6.80 – 6.71 6.85 – 6.79 6.821 – 6.743 0.09/-(1.98 ± 0.10) 0.06/-2.07 0.078/-1.93 6.80 – 6.50 6.80 – 6.56 6.821 – 6.524 0.30/-(2.04 ± 0.10) 0.24/-2.08 0.30/-1.95 6.80 – 6.50 6.80 – 6.54 6.821 – 6.500 0.30/-(2.02 ± 0.10) 0.26/-2.08 0.32/-1.95 6.80 – 6.26 6.85 – 6.40 6.821-6.336 0.54/-(2.01 ± 0.10) 0.45/-2.12 0.49/-2.03 6.80 – 6.58 6.85 – 6.66 6.821 – 6.605 0.22/-(2.06 ± 0.10) 0.19/-2.07 0.22/-1.92 6.80 – 6.17 6.85 – 6.29 6.821 – 6.221 0.63/-(2.03 ± 0.10) 0.56/-2.10 0.60/-1.96 6.80 – 6.27 6.85 – 6.39 6.821 – 6.341 0.53/-(2.01 ± 0.10) 0.46/-2.11 0.48/-2.01 6.80 – 6.61 0.19/-(2.04 ± 0.10) 6.85 – 6.68 0.17/-2.07 6.823 – 6.619 0.20/-1.92 На рис.7-8 представлены результаты сопоставления расчетных данных при статическом моделировании по эффективности отдельных групп ОР СУЗ и температурных коэффициентов реактивности на МКУ с измеренными данными для 1-ой кампании 3-го блока Калининской АЭС. Коэффициенты реактивности измерялись при различном положении ОР СУЗ. На Рис.9 показаны результаты сопоставления расчетных и измеренных данных (при статическом моделировании) для той же кампании и того же блока на мощности 40% и 75% от номинала. С одной стороны эти результаты демонстрируют неплохое качество моделирования процессов в активной зоне, а с другой обращают внимание на заметное рассогласование между измерениями и расчетами, которое повторяется от пуска к пуску, особенно на мощности. Это рассогласование носит систематический Таблица 3. Доверительный интервал измеренного «веса» характер и имеет физическую групп ОР СУЗ, % (АЭС) причину, описанную выше и Результат касающуюся особенностей Положения групп ОР моделирования измерений эффективности ОР Прямые измерения СУЗ,% перекомпенсации СУЗ. Для доказательства борной кислотой этого утверждения были Н10=80, Н1=0 0.141 – 0.155 0.132 – 0.178 проведены расчеты с динамическим моделироН10=80, Н2=0 0.55 – 0.61 0.51 – 0.66 ванием процессов в активной Н10=80, Н4=0 0.59 – 0.66 0.54 – 0.68 зоне и использованием Н10=80, Н6=0 0.98 – 1.06 0.88 – 1.16 модели БИК на МКУ и на мощности с воспроизН10=80, Н7=0 0.39 – 0.43 0.35 – 0.47 ведением строгой временной Н10=80, Н8=0 1.17 – 1.27 1.07 – 1.39 последовательности Н10=80, Н9=0 0.96 – 1.04 0.87 – 1.14 измерений, с учетом перемещения ОР СУЗ и Н10=82 - 25 0.37 – 0.41 0.33 – 0.45 изменения мощности по времени. Данный интервал измерений занимал промежуток времени больше одних суток для различных моментов кампании. Численное моделирование проводилось, конечно, не сутки, а часы, так как программный комплекс ПРОСТОР позволяет уплотнять время расчета между двумя последовательными состояниями ЯЭУ до 100-200 раз по процессам в активной зоне. В результате данного моделирования было устранено рассогласование между измеренными и расчетными данными, полученными из динамического расчета. 20,000 HARD_NUT БИПР Макс.откл.измер.в еличины Отклонение от эксперимента, % 15,000 SKETCH-N Мин.откл.измер.в еличины 10,000 5,000 0,000 -5,000 1 2 4 6 7 8 9 10 -10,000 -15,000 -20,000 Номер группы ОР СУЗ Рис.7. Отклонения расчетной эффективности групп ОР СУЗ от измеренной на МКУ 10 0,00000 Отклонение от экспер имента, % 8 0,00000 HARD_NUT SKETCH-N Б ИПР Мин.откл.изме рений,% Макс.откл.изме рений,% 6 0,00000 4 0,00000 2 0,00000 0,00000 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 -2 0,00000 Номе р изме ре ния Рис.8. Отклонения расчетных коэффициентов реактивности от измеренных на МКУ На рис.10 показано отклонение между расчетной и измеренной эффективностью отдельных групп ОР СУЗ на 40% и 75% мощности. В таблицах 4-6 помещены результаты измерений и расчетов по разным программам эффективности аварийной защиты (АЗ) на МКУ для 1-ой и 2-ой кампаний 3-го блока при отказе на падение различных отдельных ОР СУЗ. В таблицах 7-8 помещены результаты измерений и расчетов эффективности аварийной защиты (АЗ) на МКУ для 1-ой кампании 4-го блока. Данные результаты показывают хорошее качество динамического моделирования по п/к ПРОСТОР и подтверждают тезис о том, что измерения по БИК из-за указанных физических особенностей закономерно отличается от результатов статических расчетов для первых топливных загрузок. В таблицах 9 помещены результаты измерений и расчетов эффективности аварийной защиты (АЗ) на МКУ для 22-ой кампании 2-го блока. Данный результат говорит о том, что результат расчета в статике не сильно отличается от измеренных данных. Это находит свое объяснение в том, что радиальное распределение нейтронов деления при погружении всех ОР СУЗ слабо изменяется в периферийных ТВС из-за выгоревшего топлива. ПРОСТОР Макс.откл. 15,000 Мин.откл. ПРОСТОР Макс.откл. 20,000 Мин.откл. 10,000 Отклонение от эксперимента, % Отклонение от эксперимента , % 25,000 15,000 10,000 5,000 0,000 5,000 Отклонение для 9 гр. ОР Отклонение для 8 гр. ОР 0,000 Отклонение для 10 гр.ОР -5,000 -5,000 -10,000 1 2 4 6 7 8 9 10 -10,000 1 2 Номер измерения из 1-ой группы 3 4 5 6 7 Номер измерения из 2-ой группы Рис. 9. Относительное отклонение в % расчетной эффективности различных групп ОР СУЗ при статическом моделировании от измеренной на 40% и 75% от номинальной мощности. 1-ая группа измерений проведена на 40% мощности, 2ая группа – на 75%. 15,000 ПРОСТОР - динамика + БИК и Хе 15,000 Мин.откл. Макс.откл. 10,000 5,000 0,000 -5,000 Отклонение от эксперимента, % Отклонение от эксперимента, % 20,000 ПРОСТОР - динамика + БИК и Хе Мин.откл. Макс.откл. 10,000 5,000 0,000 -5,000 -10,000 1 -10,000 1 2 4 6 7 8 9 Номер измерения из 1-ой группы 10 2 3 4 5 6 7 Номер измерения из 2-ой группы Рис.10. Относительное (%) отклонение расчетного веса отдельных групп ОР СУЗ от измеренного на 40%(1-ая группа) и 75% (2-ая группа) при динамическом моделировании.. Табл.4. Эффективность аварийной защиты реактора, эффективность «застрявшего» ОР СУЗ (13-36) и полная эффективность АЗ Значение параметра Наименование параметра аз, % ор, % аз∑, % АЭС 4.52 ± 0.22 1.92 ± 0.19 6.44 ± 0.32 БИПР-7А NOSTRA Статика 5.62 1.63 7.25 Динамика 5.40 1.04 6.44 ПРОСТОР Динамика 4.65 1.80 6.45 Статика 6.13 1.78 7.93 Табл. 5. Эффективность аварийной защиты реактора, эффективность «застрявшего» ОР СУЗ (11-38) и полная эффективность АЗ Значение параметра Наименование параметра аз, % ор, % аз∑, % АЭС 5.33 ± 0.27 1.11 ± 0.11 6.44 ± 0.32 БИПР-7А NOSTRA Статика 5.89 1.36 7.25 Динамика 6.14 1.30 6.44 ПРОСТОР Динамика 5.37 1.07 6.44 Статика 6.45 1.45 7.93 Табл.6. Эффективность аварийной защиты реактора, эффективность «застрявшего» ОР СУЗ (13-22) и полная эффективность АЗ на Калининской АЭС: блок № 3, 2 топливная загрузка Значение параметра Наименование параметра аз, % ор, % аз∑, % АЭС 4,88 ± 0,24 1,59 ± 0,15 6,47 ± 0,30 БИПР-7А NOSTRA Статика Динамика 6,14 1,23 7,37 4,73 1,71 6,43 ПРОСТОР Динамика 4.72 1.74 6.46 Статика 7.10 1.50 8.60 Таблица 7 Эффективность аварийной защиты реактора, эффективность «застрявшего» ОР СУЗ 02-29 и полная эффективность АЗ (Калининская АЭС, блок № 4, первая загрузка) Значение параметра Наименование параметра аз, % ор, % аз∑, % АЭС -5.58 0.28 -1.52 0.11 -7.11 0.36 ПРОСТОР БИПР-7А статика -6.62 1.55 -1.83 0.25 -8.05 1.64 статика 6.41 1.55 1.72 0.26 8.08 1.67 динамика 5.45 ± 1.05 1.61 ± 0.36 7.06 ± 1.41 Таблица 8. Эффективность аварийной защиты реактора, эффективность «застрявшего» ОР СУЗ 02-25 и полная эффективность АЗ (Калининская АЭС, блок № 4, первая загрузка) Значение параметра Наименование параметра аз, % ор, % аз∑, % АЭС -5.75 0.29 -1.38 0.10 -7.13 0.36 ПРОСТОР БИПР-7А статика -6.25 1.55 -1.80 0.25 -8.05 1.64 статика 5.98 1.55 2.10 0.26 8.08 1.67 динамика 5.53 ± 1.05 1.53 ± 0.36 7.06 ± 1.41 Таблица 9 Эффективность аварийной защиты реактора, эффективность «застрявшего» ОР СУЗ (13-22), полная эффективность АЗ (Калининская АЭС, блок № 2, 22 загрузка). Значение параметра Наименование параметра аз, % ор, % аз∑, % АЭС -7.02 0.39 -1.61 0.35 -8.63 0.43 ПРОСТОР БИПР-7А статика -7.73 1.55 -0.43 0.25 -8.18 1.64 статика -8.00 1.69 -0.52 0.08 -8.52 1.77 динамика -6.84 1.36 -1.58 0.39 -8.42 1.75 Еще раньше в рамках авторского сопровождения программного комплекса ПРОСТОР в ЯФЛ Калининской АЭС проводилось моделирование сброса органов СУЗ на МКУ по ПРОСТОР и его результаты систематически включались в акты Калининской АЭС с основными нейтронно-физическими характеристика-ми активной зоны для Эксплуатирующей Организации. Для 22 кампании 1-го блока после проведения измерений и моделирования по п/к ПРОСТОР была найдена ошибка в проведении измерений и определены её последствия. Рассмотрение физических особенностей проводимых измерений эффективности АЗ и использование динамического комплекса ПРОСТОР для моделирования этих измерений привела к разработке методики оценки эффективности аварийной защиты на МКУ по данным экспериментов, полученным при определении веса АЗ, с использованием трехмерной динамической модели активной зоны и модели боковых ионизационных камер АКНП. Суть этой методики проста и базируется на вычисление корректирующего множителя (является полиномом второй степени, коэффициенты которого для каждой новой топливной загрузки должны быть пересчитаны) на МКУ, получаемого из отношений эффективности АЗ по статическому расчету к эффективности АЗ по динамическому расчету. На рис.12 показана устойзначения данного Рис. 12. Зависимость величины реактивности, полученной в чивость множителя к качеству статическом приближении, от величины реактивности в динамическом приближении с использованием моделей БИК моделирования. В таблице 10 приведены результаты коррекции и реактиметров. ● Черный – коды с различной реализацией нодального измеренного веса АЗ с помощью корректирующего множителя, метода ● Серый – конечноразностные коды с различными наборами величина которого получена на н/ф констант основе разных методов расчета уравнения переноса и разных библиотек нейтронных сечений. Таблица 10 Экспериментальные Расчетные Отклонение Расчетные Восстановленные значения значения веса АЗ, значения расчетных значения % веса АЗ по значений от балансного балансного веса № АЗ, П/П БИК эксперимента, веса АЗ % (динамика), % (статика), % % 1 6.44 4.35 -32 5.18 7.79 2 6.44 5.24 -19 6.39 7.85 3 6.44 5.87 -9 0.690 7.92 4 6.44 6.45 0.1 7.96 7.95 5 6.44 7.25 12 8.99 7.98 6 6.44 7.87 22 9.80 8.01 7 6.44 8.21 27 10.34 8.11 Что касается данных, полученных при динамическом моделировании измерений эффективности отдельных ОР СУЗ на мощности при пуске 3-го энергоблока Калининской АЭС, то они приводят к выводу о необходимости использования динамических комплексов для обработки экспериментальных данных и представительного сопоставления расчетных результатов с измеренными. Проведенные исследования и приведенные выше результаты позволили приступить к разработке нового алгоритма коррекции показаний БИК для системы АКЭ, а вернее для новой системы АКПМ. В настоящее время данная система проектируется и изготовляется для использования на Ново-Воронежской АЭС-2. Система базируется на использовании комплекса «ПРОСТОР» и прошла тестирование по экспериментальным данным 3-го блока Калининской АЭС. На рис.13 показана схема работы системы АКЭ. Структурно схема новой системы АКПМ мало отличается от схемы, приведенной на этом рисунке. Рис.13 Схематическое изображение связей между системами АКНП и АКЭ На рис.14-15 показаны результаты тестирования нового алгоритма коррекции показаний БИК для новой системы АКПМ при наличии ксеноновых колебаний, зафиксированных на 3-ем блоке Калининской АЭС. На рис. 16-17 приведены результаты тестирования нового алгоритма при последовательном отключении одного и двух ГЦН на 3-ем блоке Калининской АЭС. Здесь же приведены результаты работы старой системы АКЭ и значения мощности по АКНП без какой-либо коррекции. Из приведенных данных отчетливо видно преимущество нового алгоритма коррекции. Важнейшими достоинствами новой системы АКПМ является учет остаточного энерговыделения в активной зоне и влияния выгорания топлива на коэффициент корректировки БИК. Это существенно расширяет диапазон мощностей, позволяет работать алгоритму коррекции при малых мощностях (вплоть до 10% от номинала) м уменьшает число необходимых тарировок показаний БИК АКНП по тепловой мощности. Рис.14. Зависимость аксиального офсета от времени Рис. 15. Зависимость мощности по АКНП, АКПМ и СВРК от времени Рис. 16. Зависимость расхода через Рис. 12 Зависимость расхода от времени реактор от времени Зависимость мощности Рис.Рис.17. 14 Зависимость мощности по АКНП, АКЭ,АКНП, АКПМ и СВРК АКЭ, АКПМ, СВРКодного от времени. от времени при отключении и двух ГЦН на 3-ем блоке КлнАЭС Другой областью применения программного комплекса ПРОСТОР стало его использование в решении задачи по уточнению расчета теплового баланса ЯЭУ с ВВЭР-1000. Была разработана методика уточнения этого расчета, программное обеспечение которой стало дополнением к п/к «ПРОСТОР». Результаты использования этой методики были доложены на МНТК-2008. Основные результаты работы данной методики приведены в таблице11. Основным достоинством данной методики является то, что её программное обеспечение имеет интерфейс с архивами ИВС и СВРК, проводит дополнительную отбраковку показаний датчиков, используя законы сохранения массы, импульса и энергии для теплоносителя в 1-ом и 2-ом контурах, и позволяет там, где это возможно, проводить автоматическую коррекцию показаний датчиков (это касается наличия систематических погрешностей). В настоящее время идут полных ходом работы по использованию тех же подходов в решении задачи корректировки показаний зонных термопар и их использовании для повышения точности определения тепловой мощности активной зоны. Таблица 11. Уточненные параметры РУ для одного из состояний 17 загрузки 2 бл. КлнАЭС Показания датчиков при использовании станционных баз с разным уровнем достоверности Ист. Все базы Расходы пит.воды через ПГ, т/час ΔP на ГЦН, ат ΔP на ПГ, ат ΔP на Темп. воды в хол. петлях, зоне, °С ат 1380 1230 1220 1390 5.73 5.92 5.48 6.25 1.40 1.40 1.30 1.40 3.30 288.0 287.0 287.2 287.4 СВРК 1370 1200 1220 13805 5.79 5.95 5.58 6.37 1.41 1.43 1.26 1.55 АЭС 3.28 287.9 287.1 287.0 287.6 Все 1320 1280 1226 1378 5.73 5.92 5.48 6.25 1.40 1.40 1.30 1.40 базы** 3.30 288.0 287.4 87.0 287.2 Откорректированные показания датчиков с использованием п/к «ПРОСТОР» АЭС+ 1283 1307 1230 1379 5.80 5.90 5.49 6.13 1.48 1.55 1.30 1.68 МФА* Тепловая мощность активной зоны, МВт Все базы 2974 СВРК АЭС Все базы** АЭС+МФА 2967 2979 2984 3.31 287.6 287.4 286.8 287.7 Тепловая мощность 2-го контура, МВт Все базы 3003 СВРК АЭС Все базы** 3001 2998 АЭС+МФА 2996 Примечание: Все базы** - расходы через ПГ поправлены с учетом динамики уровня воды в ПГ, МФА* многофункциональный анализатор режимов РУ на базе п/к «ПРОСТОР» Во введении было упомянуто об использовании программного комплекса ПРОСТОР в расчетных исследованиях возможности применения режима естественной циркуляции теплоносителя (ЕЦТ) в расширенной области параметров РУ на АЭС с ВВЭР-1000 при нарушении нормальной эксплуатации. Анализ результатов этого использования показал возможность перехода РУ в режим ЕЦТ в критическом состоянии реактора при сохранении однофазной ЕЦТ для реактора ВВЭР-1000 при значениях нейтронной мощности от 1% до 25%. Результаты расчетов показали также, что при определенной перестройке автоматики управления группами органов СУЗ переход из режима ЕЦТ на принудительную циркуляцию возможен при подключении насосов без перевода реактора под критическое состояние. В течение всего моделируемого режима ни один из лимитирующих факторов эксплуатации по активной зоне и 1-му контуру не был превышен в рассмотренном режиме однофазной ЕЦТ, а именно: коэффициент объёмной неравномерности энерговыделения KV в активной зоне не превышал KVдоп для всех ТВС; температура теплоносителя в горячих нитках не превысила 323©; диапазон давлений в 1-ом контуре составил: 155ати - 162ати; темп изменения давления в 1-ом контуре не превысил 0.5ати/сек; темп изменения средней температуры теплоносителя по 1-му контуру не превысил 30©/час; температура поверхности оболочки твэла в «горячей» точке активной зоны не превысила 350©; величина линейной нагрузки на тепловыделяющий элемент в «горячей» точке активной зоны не превысила 448 Вт/см; коэффициент запаса до кризиса в модели «горячего канала» при использовании методик Главного Конструктора ВВЭР по расчету критического теплового потока оставался всегда выше 1.1; расчетное значение периода реактора в течение всего процесса было выше 10 сек (уставка по периоду для срабатывания аварийной защиты). Заключение Выводы проведенных исследований, верификации программного комплекса ПРОСТОР и опыт его использования в расчетной поддержке эксплуатации Калининской АЭС просты и понятны. В расчетной поддержке эксплуатации АЭС наступила пора перехода со статических программ сопровождения на динамические комплексы. Целесообразно в данных комплексах иметь удобный сервис и систему управления и обработки полученных результатов. Одним из примеров такого использования является применение динамического комплекса комплекса ПРОСТОР.
