Объем эксплуатационных нейтронно-физических расчетов

В соответствии с Технологическим регламентом по эксплуатации и другими НД определен следующий перечень основных технологических режимов эксплуатации реакторов РБМК-1000, для которых требуется проведение нейтронно-физических расчетов персоналом АЭС:

- вывод реактора в критическое состояние, на МКУ и подъеме мощности от МКУ до 700 МВт(т);

- работа реактора на мощности;

- работа реактора в штатных переходных режимах;

- проведение ядерно-опасных работ на остановленном реакторе.

2.2.1. Вывод реактора в критическое состояние, на МКУ и подъеме мощности от МКУ до 700 МВт(т).

Нейтронно-физические расчеты для вывода реактора в критическое состояние после вынужденного или планового останова реактора, при физическом пуске или проведении измерений нейтронно-физических характеристик (в том числе с обезвоженным КОСУЗ или КМПЦ) обеспечивают:

• оценку подкритичности реактора в состоянии с максимальным значением Кэф и в состоянии, в котором осуществляется вывод реактора в критическое состояние;

• оценку эффективности аварийной защиты;

• оценку эффектов обезвоживания КОСУЗ и КМПЦ;

• оценку правильности формирования загрузки активной зоны;

• оценку величины оперативного запаса реактивности на номинальном (разрешенном) уровне мощности (для вывода реактора на энергетический уровень мощности);

• формирование расчетной последовательности извлечения стержней СУЗ при выводе реактора в критическое состояние с учетом ограничений по неравномерности энергораспределения;

• оценку эффективности извлекаемых стержней СУЗ;

• оценку достижения критического состояния реактора при извлечении стержней СУЗ;

• расчет зон профилирования расходов теплоносителя через ТК (для вывода реактора на энергетический уровень мощности).

• Нейтронно-физические расчеты при подъеме мощности от МКУ до 700 МВт(т) выполняются при поддержке ОЯБ АЭС или в рамках системы информационной поддержки операторов и направлены на обеспечение мониторинга энергораспределения или подготовку рекомендаций по выравниванию полей энерговыделения до ввода в работу комплекса «ПРИЗМА». 2.2.2. Работа реактора на мощности.

• Нейтронно-физические расчеты при работе реактора на мощности обеспечивают:

• оперативный расчет технологических параметров РУ по комплексу программ «ПРИЗМА» или «ПРИЗМА-М», а так же оперативный расчет линейных тепловых нагрузок на ТВЭЛ по комплексу программ «ПРИЗМА-М» или нейтронно-физическим кодам;

• расчетный контроль паспортных характеристик РУ и параметров, характеризующих состояние ядерной безопасности;

• планирование перегрузок ТК и оценку правильности формирования загрузки активной зоны;

• контроль линейных тепловых нагрузок на ТВЭЛ (в случае отсутствия в штатной системе контроля);

• диагностику данных системы контроля реактора на основе сравнения значений технологических параметров и восстановленного энергораспределения, рассчитанных в системе контроля, с параметрами, рассчитанными с использованием алгоритмических аналогов программных средств системы контроля;

• подготовку, диагностику и ввод опорного нейтронно-физического расчета в систему контроля;

• обработку результатов сканирования при градуировке ВРД и подготовку значений градуировочных коэффициентов ВРД.

• 2.2.3. Штатные переходные режимы.

 

Нейтронно-физические расчеты при работе реактора в штатных переходных режимах обеспечивают:

• расчет времени прохождения "йодной" ямы при останове реактора;

• оценку изменения величины оперативного запаса реактивности при снижении или подъеме мощности. 2.2.4. Проведение ядерно-опасных работ на остановленном реакторе.

• Нейтронно-физические расчеты при проведении ядерно-опасных работ на остановленном реакторе обеспечивают:

• выполнение требований НД по подкритичности остановленного реактора при проведении ядерно-опасных работ;

• оценку эффектов обезвоживания КОСУЗ и КМПЦ, а также эффективности аварийной защиты;

• планирование и контроль перегрузок ТК на остановленном реакторе при проведении ППР или КПР;

• оценку правильности формирования загрузки активной зоны, сформированной после завершения работ на остановленном реакторе. 2.3. Нейтронно-физические расчеты, проводимые для обеспечения эксплуатации реактора РБМК-1000. 2.3.1. Этапы и задачи эксплуатационных нейтронно-физических расчетов. Современный расчет большого гетерогенного реактора, к которым относится реактор РБМК-1000, состоит из трех этапов:

• расчет отдельной ячейки реактора, содержащей топливный канал или каналы с другими элементами активной зоны (ДП, СУЗ, столб воды, и т.п.);

• подготовка малогрупповых (обычно двухгрупповых) констант для использования в расчете полномасштабного реактора;

• поканальный расчет полномасштабного реактора (как правило, трехмерный) с учетом обратных связей по теплогидравлике. Константное обеспечение расчетов состоит из двугрупповых макроскопических сечений, полученных на основе детального многогруппового недиффузионного расчета отдельных ячеек. Полученные по ячеечным программам константы отдельных каналов представлены в виде двумерных степенных полиномов от энерговыработки каналов, плотности пароводяной смеси, температуры топлива и замедлителя, содержания ксенона. Результатом расчетов полномасштабного реактора является:

• эффективный коэффициент размножения для данного состояния реактора;

• распределение энерговыделения (при расчете рабочего состояния) или источников нейтронов (при расчете холодного состояния). По результатам расчетов осуществляется контроль за загрузкой реактора путем проведения расчетов в различных состояниях:

• -"холодном" с полностью погруженными стержнями СУЗ, кроме БАЗ;

• рабочем состоянии со всеми извлеченными стержнями СУЗ.

• Критерием качества загрузки является непревышение коэффициентов неравномерности энерговыделения заданных значений (КR3,5 для "холодного" состояния и КR2,5 для рабочего состояния). 2.3.2. Краткая характеристика программ нейтронно - физического расчета для обеспечения эксплуатации реактора. Для обеспечения эксплуатации реактора используются программы: Программа БОКР -выполняет решение двумерного уравнения реактора в двухгрупповом диффузионном приближении. Исходными данными для расчетов являются: загрузка реактора (ТВС, ДП, СТ СУЗ, ДКЭВ, отражатель); энерговыработка ТВС; распределение нейтронов по высоте реактора; положение стержней СУЗ. Все макроскопические сечения ячеек представлены в виде двумерных степенных полиномов от энерговыработки и мощности каналов. Результатом расчетов является эффективный коэффициент размножения в искомом состоянии и распределение энерговыделения (при расчете рабочего состояния) или источников нейтронов (при расчете холодного состояния). Программа ОПТИМА Выполняет оптимизацию распределения энерговыделения путем перемещения стержней СУЗ. результат расчетов - по канальное распределение энерговыделения (мощности по физрасчету) и положение стержней СУЗ после оптимизации (стержни СУЗ по физрасчету). Используются для расчета мощностей по программе "Призма" в СЦК «Скала». Программа ОПЕРА Предназначена для планирования перегрузок. Осуществляет оптимальный выбор перегружаемых ТВС Является основной программой при планировании перегрузок реакторов Программа МКУ Рассчитывает оптимальный порядок извлечения стержней СУЗ при выводе реактора на МКУ. Программа Призма-Аналог Рассчитывает мощности в ТК и коэффициенты запаса до кризиса теплообмена, другие эксплуатационные параметры. Используются в АРМ ВИУРа. *

Программа STEPAN. Программный комплекс позволяет производить связанный нейтронно-физический теплогидравлический нестационарный расчет реактора с учетом обратной связи по плотности теплоносителя, температурам топлива и графита, а также концентрациям ксенона. Состоит из следующих блоков:

• Блок решения задачи на Кэфф.

• Блок нестационарного расчета.

• Блок расчета реактивности.

• Блок восстановления нейтронного поля по показаниям внутризонных датчиков.

• Блок нейтронно-теплогидравлического расчета реактора. ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС SADCO Программный комплекс SADCO (Safety Analysis and Design COde) предназначен для согласованного нейтронно-теплогидравлического расчета реактора РБМК. Краткое описание программного комплекса SADCO. Программа SADCO позволяет решать следующие типы задач:

• - совмещенный нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора в стационарном состоянии;

• - расчет холодного подкритического реактора с локальными и распределенными внешними источниками нейтронов;

• - расчет переходных процессов без учета обратных связей по теплогидравлическим параметрам.

 

26. Назначение и основные задачи решаемы программой «STEPAN – S».

STEPAN – S – производит связанный нейтронно-физический и теплогидравлический расчет с учетом обратных связей по плотности теплоносителя, температуре топлива и графита, концентрации ксенона.

Состоит из следующих блоков:

1) блокрешений задач на ,

2) блок нестационарного расчета,

3) блок расчета реактивности,

4) блок восстановления нейтронного поля по показаниям датчиков,

5) блок нейтронно-теплогидравлического расчета реактора.

1. Блок решений задач на .

При решении задач, связанных с изменением , используется стационарный блок. Решаются двухгрупповые диффузионные уравнения в трех мерной геометрии.

1 – надтепловые нейтроны

2 – тепловые нейтроны.

Решается методом внешних и внутренних итераций.

Сначала задаются источник варьируется поток. Выход из внутренних итераций.

Начинают варьировать источник. Выход из внешних итераций.

По полученным нейтронным потокам вычисляют мощность ТК

При моделировании подкритического состояния или вывода реактора из подкритического состояния, необходимо знать распределение плотности потока нейтронов.

Решается система уравнений которая дополняется источником

внутренний источник нейтронов за счет спонтанного деления.

внешний источник, либо нейтронный фон.