Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

ОПТИМИЗАЦИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ РАСЧЕТАХ
Объем проектных и эксплуатационных нейтронно-физических расчетов для ВВЭР-440 регламентируется отраслевым стандартом [100]. Для проведения эксплуатационных расчетов с приемлемой затратой расчетного времени и компактной обработкой текущей и архивной информации во ВНИИ АЭС создан и успешно используется на действующих АЭС комплекс взаимноувязанных программ под названием КОМПАС [95 ]. КОМПАС позволяет решать следующие задачи (применительно к ВВЭР-440): сбор, хранение и обработку как расчетной, так и экспериментальной информации, полученной с помощью систем температурного, внутри- и внереакторного контроля; восстановление поля энерговыделения в активной зоне и моделирование реального режима работы реактора путем коррекции результатов расчетов по данным измерений в течение кампании, автоматический выбор и расчетное обоснование оптимальной перегрузки топлива в реакторе.
В состав расчетного комплекса КОМПАС включены программы ХИПИ, ПИР (ПУД, БИПР-ИМ, ВОПОЛ), ПРОРОК-2, БИПР-5-ЕС, БИПРиШ, АЛЬБОМ. Используются стандартные константы, полученные по программе УНИРАСОС.
Для систематизации данных, накапливающихся на АЭС в процессе выполнения нейтронно-физических расчетов и сбора экспериментальной информации, создана специальная система хранения и поиска информации на внешних носителях ЭВМ (пакетах магнитных дисков — МД, магнитных лентах — МЛ) — ХИПИ. С помощью системы ХИПИ совокупность данных компонуется в группы по физическому смыслу, способу получения, удобству использования и другим родственным признакам (каждой группе присваивается символическое имя). Можно отметить следующие группы данных: конструкционные и теплогидравлические характеристики реактора; библиотека нейтронно-физических констант; первичная эксплуатационная информация по стационарному режиму работы реактора; параметры, определяющие объем и точность проведения расчетов; результаты расчетов. Система ХИПИ обеспечивает выполнение следующих операций: ввод и запись первичной информации на МД и МЛ; ее распечатку по выбранному формату; подготовку исходных данных для проведения расчетов по конкретным программам; запись результатов расчетов на МД и МЛ; сервисные операции по хранению и выдаче информации. Следует отметить высокую плотность записи информации.
Моделирование реального режима эксплуатации реактора осуществляется с помощью программы имитации работы реактора — ПИР.

Эта программа позволяет уточнить накопление шлаков по ТВС активной зоны на конец кампании с коррекцией на реальный режим работы, что обеспечивает более обоснованный выбор картограммы следующей загрузки реактора; выполнить сопоставление расчетной и эксплуатационной информации, что является одним из основных путей совершенствования расчетных методик. Имитация реального режима работы реактора проводится с использованием фактических характеристик (график нагрузки в течение кампании, положение групп стержней СУЗ, концентрация борной кислоты, температура теплоносителя и др.). Имеется возможность корректировать расчетное (прогнозное) распределение энерговыделения по активной зоне по показаниям термопар и датчиков прямой зарядки (ДПЗ).
В программу ПИР входят в качестве самостоятельных частей: программа анализа и усреднения эксплуатационных данных — ПУД; программа расчета выгорания топлива с учетом фактического режима работы реактора — БИПР-ИМ (версия программы БИПР-5); программа восстановления поля энерговыделения — ВОПОЛ.
Программой ПУД рассчитываются усредненные эксплуатационные характеристики по интервалам кампании, в пределах которых параметры реактора принимаются постоянными и равными усредненным значениям. Эти результаты поступают в программу БИПР-ИМ, которая выполняет расчетное моделирование режима работы реактора и выгорания топлива с учетом коррекции по интервалам кампании. При наличии экспериментальной информации по распределению энерговыделения в активной зоне может быть подключена программа ВОПОЛ, восстанавливающая (корректирующая) поле энерговыделения по данным температурного контроля и ДПЗ. Восстановленное распределение энерговыделения по реактору представляется в виде произведения расчетного распределения на поправочную функцию (массив поправок), зависящую от расчетных координат ТВС (или десяти расчетных объемов по ее высоте) среднего выгорания и среднего обогащения топлива по всем расчетным узлам, набора поправочных коэффициентов, определяемых по экспериментальным данным методом наименьших квадратов. Учитываются погрешности датчиков и экспериментальных замеров. На моменты замеров программа БИПР-ИМ выдает расчетное распределение энерговыделения. Массив поправок из программы ВОПОЛ используется в программе БИПР-ИМ для коррекции расчетного распределения шлаков по активной зоне. Программа ПИР выдает массив распределения шлаков на конец кампании.
Выбор и обоснование оптимальной картограммы загрузки реактора на следующую кампанию выполняются с помощью программ ПРОРОК-2, БИПР-5-ЕС, БИПРиШ. С этой целью проводятся следующие расчеты:

  1. выбор оптимальной расстановки ТВС в активной зоне;
  2. определение нейтронно-физических характеристик некоторых состояний активной зоны заданного состава (запасы, эффекты и коэффициенты реактивности, параметры точечной кинетики, трехмерное распределение энерговыделения);
  3. расчет потвэльного распределения энерговыделения в ТВС;
  4. поиск критического положения органов регулирования и критической концентрации борной кислоты;
  5. определение эффективности группы стержней СУЗ;
  6. расчет выгорания топлива в нескольких следующих друг за другом кампаниях с автоматическим выбором оптимальных промежуточных перегрузок при заданной номенклатуре загружаемых и выгружаемых ТВС;
  7. прослеживание ксеноновых переходных процессов.

Все перечисленные программы самостоятельны и связываются между собой при обмене результатами расчетов через систему ХИПИ. (Система ХИПИ может использоваться самостоятельно при расчетах реакторов ВВЭР-1000.)
Программа АЛЬБОМ предназначена для автоматизированного проведения всего комплекса расчетов, необходимых для согласования перегрузки топлива и для использования на БЩУ оперативным персоналом АЭС. Вся необходимая информация получается с помощью программы АЛЬБОМ за одно обращение пользователя к ЭВМ.
Программа АЛЬБОМ включает блоки типа БИПР-5(6), ШЕСТИГРАННИК и СТАКС.
Ввиду большого значения программы ПРОРОК-2 рассмотрим ее особенности и возможности.
Программа ПРОРОК-2 [87). Она предназначена для оптимизации нескольких последовательных перегрузок реакторов ВВЭР при заданной номенклатуре загружаемых ТВС. Процедура оптимизации включает три этапа:

  1. анализ состава активной зоны, подлежащей перегрузке, с целью выявления ТВС с максимальным выгоранием (они, как правило, подлежат выгрузке, так как имеют минимальные размножающие свойства); замена выгружаемых ТВС на свежие при сохранении заданной номенклатуры и симметрии активной зоны;
  2. оптимизация расстановки ТВС в активной зоне, математически сводящаяся к поиску минимума некоторой целевой функции при выполнении некоторых ограничивающих условий;
  3. расчет выгорания выбранной оптимальной загрузки активной зоны; предусмотрена возможность расчета режима продления кампании за счет высвобождения мощностного и температурного эффектов реактивности (см. § 12.4).

В программе предусмотрен выбор целевой функции оптимизации из следующих характеристик: коэффициент неравномерности энерговыделения по ТВС; коэффициент неравномерности потвэльного энерговыделения; отклонение от заданного профиля радиального распределения энерговыделения по ТВС; линейная комбинация перечисленных целевых функций.
Ограничения, принятые в программе, имеют ясный физический и конструкционный смысл: взаимные перестановки рабочих ТВС и топливных надставок ОР СУЗ запрещены; сохраняется заданная симметрия свойств активной зоны по азимуту; перестановки ТВС по азимуту симметричны по секторам симметрии; ограничено полное число перестановок ТВС в активной зоне; допускается фиксированное положение некоторых ТВС при перестановках остальных ТВС.
Алгоритм решения задачи оптимизации основан на использовании принципов локальной оптимизации с последовательным анализом вариантов. Физическая модель оптимизации построена на последовательном уменьшении целевой функции путем перестановок двух ТВС друг с другом в секторе симметрии.

Таблица 7.5. Типичные результаты расчетов по программе ПРОРОК-2

Примечание. Числа в скобках указывают расчетный номер ТВС  и номер расчетного объема, считая от низа активной зоны, для сектора симметрии загрузки 60 °.
Поскольку не всякая перестановка ТВС ведет к уменьшению целевой функции, в программе отработан способ оценки перспективности перестановок, основанный на приближенных моделях и эвристических соображениях.
Расчет выгорания топлива в программе ПРОРОК-2 выполняется по трехмерной модели ВВЭР, заложенной в БИПР-5,6. Дополнительно используется теория возмущений при поиске критичности изменением концентрации бора в теплоносителе, при выборе допустимого шага по времени в процессе расчета выгорания, для определения характеристик реактора в режиме продления кампании за счет частичного высвобождения мощностного и температурного эффектов реактивности в конце кампании. Расчет потвэльного энерговыделения в ТВС осуществляется с помощью быстродействующего приближенного алгоритма, составленного на основе линейной аппроксимации результатов методических вариантных расчетов по программе ШЕСТИГРАННИК.
Ограничения, имеющиеся в программе ПРОРОК-2, те же, что и в программе БИПР-5,6, и дополнительно: сектор симметрии перестановок (30, 60 °) может не совпадать с сектором симметрии загрузки (30, 60, 120 °), но не должен превышать последний; максимальное число ТВС в секторе симметрии — не более 117 шт; положение рабочей группы стержней СУЗ фиксировано.

Особенностями программы ПРОРОК-2 являются: 1) замкнутость всего расчетного цикла по полному объему задачи, что очень удобно для пользователя; 2) наличие набора целевых функций оптимизации, что позволяет удовлетворять требования энергосистемы и пожелания персонала АЭС; 3) модульность программы, что представляет возможность ее дальнейшего совершенствования и модификации; 4) хорошая сервисная отработка программы, позволяющая приступать к счету с заданием минимального объема входных данных (только отличающихся от стандартного варианта, заложенного в системе ХИПИ), прерывать и возобновлять счет по желанию пользователя, представлять результаты расчетов в наглядной и удобной форме.
В качестве примера в табл. 7.5 приведены некоторые результаты оптимизации первых двух последовательных загрузок реактора ВВЭР-440 при заданной номенклатуре загружаемых ТВС. Расчет выгорания топлива в первой кампании закончен по исчерпании запаса реактивности на выгорание, а во второй продлен на 20 эф. сут в режиме снижения мощности. Вся задача решена за одно обращение к программе.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети