Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000

149; коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне; реактивности системы. С использованием теории возмущения рассчитываются коэффициенты реактивности: по плотности и температуре теплоносителя, по температуре топлива, по мощности реактора. Определяются следующие параметры кинетики: среднее время жизни мгновенных нейтронов, эффективная доля запаздывающих нейтронов, средняя постоянная распада предшественников запаздывающих нейтронов.

Программа позволяет имитировать состояния активной зоны в процессе выгорания топлива и при переходных процессах на ксеноне и самарии с учетом реального изменения эксплуатационных параметров реактора (положения органов регулирования, уровня мощности, давления и температуры теплоносителя, концентрации бора в замедлителе и т.п.).

Программа обеспечивает проведение расчетов нейтроннофизических характеристик активной зоны в соответствии с требованиями номенклатуры эксплуатационных физических расчетов для существующих типов реакторов ВВЭР. Программа БИПР-7А является модифицированной версией программы БИПР-7. Изменения были внесены только в сервисную часть программы, отвечающую за ввод, вывод данных и режимы расчета.

Выполненная модификация программы БИПР-7 не коснулась физических приближений и методов пространственного расчета. Текущая версия программы БИПР-7А позволяет проводить расчеты следующих режимов:

-имитация выгорания топлива;

-имитация перегрузки топлива (с возможностью выборки кассет из имитатора хранилища топлива);

-расчет отдельного состояния реактора;

-расчет эффектов реактивности;

-расчет коэффициентов реактивности;

-поиск наиболее эффективного ОР СУЗ;

-эффективность отдельных ОР СУЗ;

-эффективность отдельных групп ОР СУЗ;

-эффективность групп ОР СУЗ при движении в штатной последовательности;

-эффективность аварийной защиты;

-определение температуры повторной критичности;

271

-определение стояночной концентрации борной кислоты;

-обеспечение режима «ускоренной разгрузки блока» для ВВЭР1000;

-имитация переходных процессов на ксеноне и на самарии; имитационный расчет выгорания топлива для программы ПИР-А;

-расчет функций влияния для программы ПИР-А.

Логическая схема программы БИПР-7А поепзана на рис. 8.19: START – процедура запуска программы на счет;

MAIN – головной модуль; формирует связь программы с входными и выходными файлами; считывание данных, управляющих режимом работы программы;

BURNUP – модуль, организующий процесс имитации выгорания топливных загрузок;

STAT – модуль, организующий процесс расчета отдельных состояний и движения ОР СУЗ;

PROCXE – модуль, организующий процесс расчета Xe- и Smпереходных процессов; HIPRE – считывание и обработка информации по геометрическим, физическим и теплогидравлическим характеристикам активной зоны реактора;

INTER – считывание и обработка библиотеки констант;

CRIT – основной модуль, обеспечивающий процедуру расчета потоков нейтронов и коэффициента размножения;

SHLAK – расчет глубин выгорания топлива; POTOK – расчет потоков нейтронов;

BOR – модуль, организующий вывод реактора в критическое состояние путем изменения концентрации бора в теплоносителе;

WOR – модуль, организующий вывод реактора в критическое состояние путем изменения тепловой мощности реактора;

STER – модуль, организующий вывод реактора в критическое состояние путем изменения положения ОР СУЗ;

N26 – расчет коэффициентов реактивности и параметров точечной кинетики;

VARWR – организация хранения расчетной информации; PRISV – обработка расчетной информации для последующей

выдачи на печать;

PRINT – набор модулей, обеспечивающих печать расчетной информации;

END – завершение работы программы.

272

Рис. 8.19. Структура программы БИПР-7А

273

Программа ПЕРМАК-А предназначена для выполнения мелкосеточных (потвэльных) малогрупповых двумерных диффузионных расчетов как в одном, так и во многих поперечных сечениях активной зоны ВВЭР. В программе ПЕРМАК-А обеспечивается:

-проведение расчета как в одном, так и во многих слоях по высоте активной зоны, определяемых пользователем программы;

-возможность получения коэффициентов неравномерности поля энерговыделения как в отдельных ТВС, так и для всей активной зоны в целом;

-проведение расчета выгорания нескольких топливных загрузок одного реактора при однократном обращении к программе;

-возможность имитации выгорания загрузки с учетом движения (а также «застревания») как отдельных органов регулирования, так

игрупп ОР СУЗ;

-имитация перегрузки топлива с возможностью выборки ТВС из имитатора хранилища топлива;

-проведение расчета отдельных состояний для указанных пользователем моментов кампании;

-автоматическое преобразование входных данных к оптимальному расчетному углу симметрии загрузки;

-возможность получения усредненных по поперечному сечению ТВС макросечений, вычисления средних токов и потоков на гранях ТВС; возможность продолжения счета.

Программа ПЕРМАК-А осуществляет автоматическую настройку на исходные данные, параметры состояния активной зоны и результаты расчетов, полученные по программе БИПР-7А для конкретной топливной загрузки реактора. Одновременно проводится сопоставление с результатами расчетов, полученных по программе БИПР-7А.

Программа ПРОРОК-A предназначена для оптимизации топливных загрузок реакторов ВВЭР. В программе реализованы две возможности оптимизации: в интерактивном режиме и при помощи автоматических алгоритмов. Программа ПРОРОК-А представляет собой мощный и удобный аппарат для оптимизации топливных циклов реакторов ВВЭР. Реализованные в программе интерфейсные возможности заметно упрощают работу разработчиков по созданию топливных загрузок и стационарных топливных циклов, а функции автоматической оптимизации заметно ускоряют этот процесс.

274

Винтерактивном режиме пользователь самостоятельно, опираясь на накопленный опыт, может проводить оптимизацию топливной загрузки. В режиме автоматической оптимизации программа сама проводит оптимизацию при помощи формальных математических алгоритмов.

Впривычном для расчетчика виде задача оптимизации топливного цикла реактора ВВЭР может быть сформулирована следующим образом.

Рассматриваются N последовательных топливных загрузок. Заданы следующие исходные данные:

- совокупность свежих ТВС (для каждой ТВС определены геометрия и конструкционные материалы, обогащение топлива, выгорающие поглотители и другие характеристики, определяющие ее нейтронно-физические свойства, и подготовлены необходимые для расчетов нейтронно-физические константы, которые могут быть использованы в формируемом топливном цикле);

- допустимые сроки пребывания ТВС в активной зоне; допустимое выгорание топлива в ТВС;

- длительности работы рассматриваемых топливных загрузок; ограничения на характеристики активной зоны, обеспечивающие безопасность эксплуатации.

Если число рассматриваемых кампаний (N) велико, то предполагается, что, начиная с некоторой кампании (например, с 4-й или 5-й), реактор должен выйти в режим стационарных перегрузок, т.е. состав свежего топлива и схемы движения ТВС при перегрузке будут периодически повторяться. Если загрузка, с которой начинается расчет, не является первой топливной загрузкой реактора, то предполагается, что известны расположение ТВС и их выгорание на момент окончания работы предыдущей топливной загрузки. В простейшем случае рассматривается одна кампания.

Задача заключается в определении номенклатуры и количества свежих ТВС, загружаемых в реактор перед началом каждой рассматриваемой кампании, и схем перестановок ТВС в процессе перегрузок. Если известны экономические характеристики топливного цикла (стоимости свежих ТВС, стоимости отправки отработавших ТВС, эксплуатационные расходы и др.), то в качестве целевой функции можно использовать, например, доход, полученный за время работы энергоблока в течение N кампаний. Однако при про-

275

ектировании полный набор экономических характеристик, необходимый для оптимизации топливного цикла, как правило, неизвестен, и в качестве целевых функций используются натуральные показатели (например, расход природного урана на единицу выработанной электроэнергии), косвенно влияющие на их характеристики и параметры, обеспечивающие безопасную эксплуатацию реактора (коэффициенты неравномерности поля энерговыделения, коэффициенты реактивности и др.)

Решение поставленной практической оптимизационной задачи исключительно формальными оптимизационными методами в настоящее время, по-видимому, невозможно из-за большого количества сложно связанных между собой переменных. Кроме того, расчет многочисленных ограничивающих функционалов требует огромного количества машинного времени. Поэтому на основе личного опыта, полученного при разработке топливных циклов реакторов ВВЭР и при создании оптимизационных программ, авторами программы сделан вывод, что решение сложных практических оптимизационных реакторных задач может быть получено только с помощью интерактивных подходов с привлечением формальных оптимизационных методов для решения отдельных частных задач. Необходимо предоставить проектировщику возможность активно воздействовать на ход вычислительного процесса и в полной мере использовать его опыт и интуицию.

Программа ПРОРОК-А предназначена для решения в интерактивном и автоматическом режимах задач формирования топливных загрузок реактора ВВЭР. Программа ПРОРОК-А является составной частью комплекса программ КАСКАД, опирается на его базу данных и для расчетов нейтронно-физических характеристик в процессе оптимизации использует модули интегрированных в комплекс программ БИПР-7А и ПЕРМАК-А.

На основании накопленного опыта проектирования процесс решения задачи оптимизации топливного цикла представляется в виде следующей последовательности шагов:

-выбор стационарной загрузки и ее оптимизация;

-выбор и оптимизация переходных топливных загрузок. Очевидно, что процесс решения задачи является в общем случае

итерационным и по результатам, полученным на последующих шагах, может осуществляться корректировка решений, полученных на

276

предыдущих шагах. В частном случае оптимизации одной или двух топливных загрузок шаг 1 может отсутствовать. Однако, всегда существует режим стационарных перегрузок (возможно, рассчитанный заранее и называемый проектным), на который пользователь ориентируется при решении задачи на шаге 2 с точки зрения номенклатуры загружаемых ТВС, их количества и принципов расстановки ТВС в активной зоне.

Выбор стационарной загрузки и ее оптимизация. Выбор топ-

ливного цикла, как правило, начинается с выбора режима стационарных перегрузок. Характерными признаками этого режима являются периодическое повторение состава загружаемых ТВС и схемы движения топлива при перегрузке. В результате формируется последовательность топливных загрузок, в которой, начиная с некоторой топливной загрузки, нейтронно-физические свойства периодически повторяются. В простейших топливных циклах период повторения равен единице, т.е. начиная с некоторого момента топливные загрузки становятся одинаковыми. В более сложных топливных циклах, например, при условии, что все ТВС должны эксплуатироваться одинаковое количество кампаний (J), период может быть равным J.

Режим стационарных перегрузок играет ключевую роль при сопоставлении топливных циклов по параметрам ядерного топлива (обогащение, выгорание и др.), характеристикам активной зоны, определяющим безопасность реактора, технико-экономическим характеристикам реактора и т.д.

В программе ПРОРОК-А предусмотрена возможность интерактивного выбора режима стационарных перегрузок с периодом повторения топливных загрузок равным единице.

Выбор и оптимизация переходных топливных загрузок. По-

сле выбора стационарной топливной загрузки, определяющей концептуальные характеристики топливного цикла, рассматривается задача выбора и оптимизации первой и переходных топливных загрузок реактора. В программе ПРОРОК-А эта задача решается последовательно: от первой рассматриваемой топливной загрузки до выхода в режим стационарных перегрузок. Оптимизация каждой топливной загрузки осуществляется независимо от предыдущей с учетом результатов расчетов выгорания ТВС в предыдущей топливной загрузке. Очевидно, что процесс решения задачи является в

277

общем случае итерационным, и по результатам, полученным при оптимизации последующих загрузок, может осуществляться корректировка решений, полученных для предыдущих загрузок.

Задача оптимизации очередной топливной загрузки реактора представляется в виде последовательности следующих подзадач:

-перегрузка топлива, заключающаяся в выборе количества и типов загружаемых свежих ТВС, определении совокупности выгружаемых из активной зоны ТВС и замене их свежими ТВС;

-оптимизация расстановки кассет c точки зрения минимума некоторой целевой функции при выполнении ряда ограничений;

-вычисление различных характеристик топливной загрузки, например, коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя или топлива, распределения энерговыделения в кассетах и пр.,

ианализ полученных результатов.

Вслучае, если полученные результаты не удовлетворяют пользователя программы, он может возобновить процесс оптимизации, начиная с одной из перечисленных выше подзадач.

При оптимизации топливной загрузки в программе ПРОРОК-А используются интерактивные методы решения в сочетании со специально разработанными оптимизационными алгоритмами.

Программа ПИР-A не входит в комплекс программ «Каскад». Она предназначена для автоматизации сопоставления результатов эксплуатационных измерений нейтронно-физичес-ких характеристик энергоблоков ВВЭР-1000 и решает следующие задачи:

-имитационный расчет выгорания топливной загрузки по реальному графику нагрузки;

-восстановление поля энерговыделения в реакторе по экспериментальным замерам системы внутриреакторного контроля (по показаниям термопар и ДПЗ);

-сопоставление измеренного поля энерговыделения с расчетным.

Врезультате расчета по имитационному графику нагрузки определяются:

-энерговыработка ТВС на конец кампании; выгорание ДПЗ (протекший заряд);

-расчетное распределение энерговыделения в активной зоне для сопоставления с экспериментально измеренными величинами и для восстановления поля энерговыделения;

278

-критическая для состояний на мощности концентрация борной кислоты.

Расчеты энерговыделения для сопоставления и восстановления поля энерговыделения производятся со значениями интегральных характеристик состояния реактора на момент измерения.

Технология проведения расчетов следующая:

-расчет с восстановлением поля энерговыделения:

-расчет выгорания в прогнозном режиме;

-расчет выгорания в имитационном режиме;

-расчет по ПИР с восстановлением поля энерговыделения;

-расчет с простым сопоставлением расчета с измерениями:

-расчет выгорания в имитационном режиме;

-расчет по ПИР с сопоставлением поля энерговыделения.

8.18. Пэльный эффект

УТВС имеют направляющие каналы из циркониевого сплава марки Э110 наружным и внутренним диаметрами 13,0±0,05 и 11,0+01 мм соответственно, а также имеют наконечник, снабжённый четырьмя проливными отверстиями диаметром 2,0+04 мм, входя-

щими в ступенчатое центральное отверстие, одна ступень которого имеет диаметр 2,5+04 мм, а другая – диаметр 4,5+01 мм.

Центральный канал – перфорированный. Чувствительный элемент ТП размещается в полости цилиндрической части головки кассеты (входит вниз от края головки на 25 мм).

Вэту полость поступает теплоноситель из трубок ПЭЛ и теплоноситель из пучка твэлов через три отверстия 10 мм в плитах пружинного блока головки кассеты. Теплоноситель, выходящий из трубок ПЭЛ, имеет более низкую температуру по отношению к теплоносителю, выходящему из пучка твэлов.

Потоки теплоносителя, выходящие из трубок ПЭЛ и из отверстий Ø10 мм, имеют характер отдельных струй и до места установки чувствительного элемента ТП (на длине примерно 100 мм) практически не перемешиваются.

Вплане относительно трубок ПЭЛ и отверстий Ø10 мм в различных кассетах термопара может занимать одно из шести положений (на окружности 0,87 мм через 60°), то есть, может находить-

279

ся под влиянием струй теплоносителя с различной температурой, выходящих из трубок ПЭЛ, либо из пучка твэлов через отверстия 0,10 мм в плите головки кассеты.

На рис. 8.20 приведено разбиение активной зоны реактора ВВЭР-1000 по орбитам симметрии в зависимости от обогащения топлива и удалённости ТВС от центра активной зоны.

Рис. 8.20. Картограмма разбиения активной зоны ВВЭР-1000 по орбитам симметрии

280