000199 000009 010258260-Развитие методов расчетного обоснования безопасности РУ ВВЭР с применением
реклама
АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО ОПЫТНОЕ КОНСТРУКТОРСКОЕ БЮРО «ГИДРОПРЕСС» На правах рукописи Конюхова Анастасия Ивановна РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ РАСЧЕТНОГО ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ РУ ВВЭР С ПРИМЕНЕНИЕМ ПОТВЭЛЬНОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание учѐной степени кандидата технических наук Москва -2021 Работа выполнена в АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Научный руководитель: Увакин Максим Александрович Кандидат физико-математических наук Заместитель начальника отдела, начальник группы ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Официальные оппоненты Лизоркин Михаил Петрович Доктор технических наук Руководитель Отделения Физики ВВЭР НИЦ «Курчатовский институт» Соловьев Денис Алексеевич Кандидат технических наук Главный специалист Департамента цифровизации и технической поддержки энергоблоков АЭС АО «ВНИИАЭС» Ведущая организация ФГУП «Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова» Защита диссертации состоится «____» ___________ 2021 г. в ____ ч. ____ мин. на заседании диссертационного Совета Д 418.001.01 по защите докторских и кандидатских диссертаций при АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» по адресу: 142103, г. Подольск, ул. Орджоникидзе, 21. С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и на официальном сайте www.gidropress.podolsk.ru. Отзыв на автореферат в 2-х экз. с подписью составителя и заверенный печатью организации просим прислать на адрес диссовета. Автореферат разослан «____» ___________ 2021 г. Ученый секретарь диссертационного совета, кандидат технических наук Лякишев Сергей Леонидович 2 Общая характеристика работы Актуальность темы Одной из основных задач, решаемых в процессе проектирования реакторной установки, является расчетное обоснование безопасности атомных станций. Современные требования по безопасности достаточно четко сформулированы в «Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ 88/97». Согласно этому документу безопасность атомной станции реализуется за счет принципа глубокоэшлонированной защиты, которая включает в себя, в том числе, следующую систему физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду: – топливную матрицу; – оболочку твэл; – границу контура теплоносителя реактора; – герметичное ограждение реакторной установки и биологическую защиту. Целью проведения расчетного обоснования безопасности является проверка целостности физических барьеров в ходе нормальной эксплуатации, нарушений условий нормальной эксплуатации, проектных и запроектных авариях. Оценка безопасности реакторной установки производится путем сравнения расчетных значений параметров с установленными приемочными критериями для каждого типа аварии. В частности, особое внимание уделяется топливным элементам и их состоянию (температура топлива и оболочки, энтальпия топлива, запас до кризиса теплообмена). С развитием компьютерных мощностей происходит и развитие методик для проведения расчетов, разрабатываются все более новые и совершенные модели. Традиционный подход, сформировавшийся в 70-80-х годах, базируется на моделировании нейтронной физики в точечном приближении, вся активная зона описывается одним или несколькими теплогидравлическими каналами. В таком подходе предполагается идеальное перемешивание теплоносителя, то есть параметры теплоносителя из разных петель усредняются в целом по активной зоне. Для обеспечения консервативности результатов таких расчетов используются повышающие коэффициенты для мощности и наихудшая комбинация нейтронно-физических характеристик активной зоны и коэффициентов реактивности с точки зрения анализируемого исходного события. Таким образом, неточность моделирования физического процесса и различные упрощения компенсируются консервативностью подхода. Сейчас в связи с быстрым ростом вычислительных мощностей с XXI века начала применяться трехмерная модель нейтронной кинетики наряду с моделью 3 точечной кинетики при выполнении расчетов переходных процессов, в которых есть необходимость учитывать различные пространственное эффекты. В такой модели активная зона моделируется в поканальном приближении, то есть каждой ТВС соответствует отдельный теплогидравлический канал. При этом перемешивание теплоносителя между ТВС в активной зоне не учитывается. Вопервых, такой подход является консервативным. Во-вторых, для настройки модели учета перемешивания внутри активной зоны в ходе динамического процесса и ее аттестации необходимо проведение экспериментальных исследований, моделирующих пространственное изменение параметров теплоносителя (температуры, концентрации борной кислоты) и валидация расчетных моделей. На данный момент нет общепризнанных экспериментов, позволяющих использовать данные модели учета перемешивания и проводить валидацию. Теплотехническое состояние активной зоны ВВЭР в проектных и запроектных авариях определяется характеристиками ядерного топлива и его компонентами. Для его оценки используют специальные консервативные модели (модели «горячего твэла», «горячего канала» или «горячей струи»), которые могут немного отличаться друг от друга, но схожи по принципу консервативности. В соответствии с консервативным подходом оценка критериальных параметров (температура и энтальпия топлива, запас до кризиса теплообмена, температура оболочек твэлов) в расчетах с пространственной неравномерностью поля энерговыделения проводится с использованием модели «горячего канала». Суть модели «горячего канала» заключается в том, что твэлы с наибольшим уровнем энерговыделения и омывающий их теплоноситель объединяются в отдельный фиктивный изолированный канал, при этом не учитывается влияние остальной части теплоносителя в активной зоне по всей высоте твэлов. Расчетная схема «горячего канала» аналогична расчетной схеме теплогидравлических каналов активной зоны (ТВС). Консервативно, мощность такого «горячего канала» задается максимально возможной с учетом неравномерности энерговыделения твэлов в зоне (Kr) и соответствует предельно допустимой мощности твэла. При этом предполагается, что в аварийном процессе коэффициент неравномерности энерговыделения твэлов в ТВС (Ккас) не меняется, максимальная мощность твэла увеличивается пропорционально увеличению мощности ТВС. Считается, что если расчетные параметры «горячего канала» меньше приемочных критериев (больше для коэффициента запаса до кризиса теплообмена), то теплотехническая надежность топлива обоснована. Под теплотехнической надежностью топлива понимается свойство топлива сохранять 4 работоспососбность в заданных условиях работы. К параметрам, характеризующим теплотехническую надежность топлива, относятся: – температура оболочки твэл, – температура топлива, – усредненная по сечению энтальпия топлива, – линейное энерговыделение, – минимальный коэффициент до кризиса теплообмена. В последние годы наблюдается тенденция по повышению ураноемкости ТВС, увеличению тепловой мощности энергоблоков, внедрению 18-месячного и 24-месячного топливных циклов, продлению срока эксплуатации действующих атомных станций. В этом случае запасы до пределов безопасной эксплуатации снижаются, и могут реализоваться условия, при которых оценка критериальных параметров с помощью модели «горячего канала» не будет удовлетворять современным нормам безопасности из-за высокого консерватизма (рисунок 1). Рисунок 1. Поясняющая схема к реализации консервативного подхода При этом возникает ряд научно-технических задач: – повышение точности теплогидравлических расчетов; – снижение консерватизма расчетных методик; – валидация программных средств. Появляется необходимость более точного моделирования состояния топлива, и одним из актуальных подходов к решению данной задачи является потвэльное моделирование активной зоны. В потвэльной модели каждый твэл описывается отдельным элементом с заданным энерговыделением, межтвэльное пространство моделируется системой параллельных теплогидравлических каналов, при этом есть возможность учета межъячеистого тепломассообмена между ячейками соседних каналов. Использование потвэльного энерговыделения в анализах безопасности позволит более детально моделировать параметры состояния твэлов 5 (температура топлива и оболочки твэл, энтальпия топлива, коэффициент запаса до кризиса теплообмена). Внедрение возможности потвэльного расчета для переходных процессов было проведено для комплекса ATHLET/BIPR-VVER, который предназначен для связанных расчетов. Также была проведена работа по объединению теплогидравлического кода ATHLET с прецизионным нейтронно-физическим кодом MCU для возможности получения распределения параметров внутри ТВС. Кроме того, в НИЦ «Курчатовский институт» используется программа БАРС, способная проводить моделирование быстрых аварийных процессов с потвэльной детализацией. Объединение нейтронно-физического кода БАРС с теплогидравлическим кодом RELAP позволяет проводить потвэльные расчеты нестационарных аварийных процессов. В Академии Наук в Венгрии была применена связка нейтронно-физического комплекса KARATE-1200 с поячейковым кодом COBRA-IIIC. Для возможности потвэльного моделирования динамических расчетов была проведена кросс-верификация следующих комплексов COBAYA4/CTF и COBAYA3/FLICA4. Во введение представлено подробное описание разработанных потвэльных методик и результаты их применения в динамических режимах. Все изложенное выше позволяет сделать вывод о необходимости создания потвэльной модели для ПК КОРСАР/ГП и разработки методики проведения расчетов, учитывая общую тенденцию развития данного научного направления. Решение этого вопроса позволило бы значительно повысить обоснованность выбранного консерватизма при проектировании, повысить качество расчетного обоснования и, соответственно, конкурентоспособность проектов ОКБ ГИДРОПРЕСС. При этом исчезла бы необходимость в закладывании в расчеты избыточных инженерных коэффициентов запаса, а так же сократило бы время расчетного анализа. Цель работы Целью диссертационной работы является расширение области применения программных средств связанных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов для обоснования безопасности РУ ВВЭР за счет потвэльного моделирования активной зоны. В соответствии с этой целью автором были поставлены и решены следующие задачи: 6 1) разработка потвэльной модели ТВС средствами пользователя ПК КОРСАР/ГП, включая создание базового файла входных данных и его унификацию для расчетов моделей различных типов ТВС РУ ВВЭР; 2) верификация и кросс-верификация разработанной потвэльной модели на расчетах стационарных и динамических процессов на РУ ВВЭР при помощи ПК КОРСАР/ГП; 3) апробация методики выполнения связанных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов нестационарных процессов с детализацией до уровня отдельно взятого тепловыделяющего элемента; унификация методики по исходным данным и алгоритму вычислений; 4) разработка инструкций и рекомендаций для применения методики расчетов при помощи потвэльной модели для обоснования безопасности РУ с ВВЭР. Научная новизна Научная новизна диссертационной работы состоит в разработке нового методического подхода, определяемого следующем: 1. Разработана расчетная модель и базовый набор исходных данных в ПК КОРСАР/ГП для проведения динамических расчетов с потвэльной детализацией активной зоны. 2. С помощью потвэльной модели для ПК КОРСАР/ГП для нестационарных режимов получены количественные и качественные оценки параметров, важных для безопасности, включая максимальную температуру и энтальпию топлива, минимальный коэффициент до кризиса теплообмена, коэффициенты неравномерности внутри ТВС и влияние перемешивания теплоносителя на параметры топлива. 3. Сформулированы конкретные рекомендации по использованию потвэльной детализации в анализах переходных процессов РУ ВВЭР. Практическая значимость Практическая значимость диссертационной работы состоит в следующем: 1. Разработанная расчетная схема потвэльной модели ТВС позволяет использовать ПК КОРСАР/ГП в задачах расчета параметров РУ с детализацией до уровня тепловыделяющего элемента, что дает широкие возможности для применения ПК КОРСАР/ГП в анализах безопасности и валидации таких расчетов, включая участие в международных тестовых задачах. 2. Разработанный набор исходных данных построен по принципу создания мнемонических схем, что позволяет использовать его для различных типов ТВС с минимальными изменениями в наборе. 7 3. Создан комплекс программных и технических процедур, позволяющий проводить последовательный запуск всех этапов потвэльного расчета средствами ПК КОРСАР/ГП для разного количества ТВС и автоматическую обработку результатов расчетов с целью ускорения времени получения конечного результата. 4. С помощью потвэльной модели для ПК КОРСАР/ГП для нестационарных режимов получены количественные и качественные оценки параметров состояния топлива, которые могут быть применены в расчетных задачах моделирования аварийных процессов. 5. В процессе работы получен ряд практических результатов, которые были непосредственно использованы Разработчиком ПК КОРСАР/ГП для модернизации и развития встроенного в комплекс потвэльного программного модуля. Положения, выносимые на защиту В соответствии с поставленными задачами и достигнутыми результатами на защиту выносятся следующие положения диссертационной работы: 1. Расчетная потвэльная модель тепловыделяющий сборки РУ ВВЭР для проведения анализов безопасности при помощи программного комплекса КОРСАР/ГП. 2. Результаты применения методики проведения анализов безопасности РУ ВВЭР при помощи разработанной потвэльной модели. 3. Универсальные практические рекомендации по выполнению анализов безопасности РУ ВВЭР при помощи связанных кодов с детализацией до уровня отдельного тепловыделяющего элемента. Личный вклад автора включает в себя: – Разработка потвэльной модели ТВС средствами ПК КОРСАР/ГП. – Создание базового файла и его унификацию для расчетов моделей различных типов ТВС РУ ВВЭР. – Проведение кросс-верификации разработанной потвэльной модели ТВС. – Апробация методики потвэльных расчетов нестационарных процессов с помощью программного комплекса КОРСАР/ГП. – Создание комплекса программных и технических процедур, позволяющего проводить последовательный запуск всех этапов потвэльного расчета средствами ПК КОРСАР/ГП для разного количества ТВС и автоматическую обработку результатов расчетов. – Проведение тестовых расчетов нестационарных процессов. 8 Апробация работы и публикации Основные результаты диссертации опубликованы в российских рецензируемых научных журналах, включенных в перечень, рекомендуемый ВАК для кандидатских диссертаций, а также в зарубежных изданиях, включенных в базу данных Web of Science и Scopus. Список публикаций приведен в конце автореферата. Результаты работы докладывались и получили положительную оценку на российских и международных научных семинарах и конференциях: – Международная Конференция молодых специалистов ядерным энергетическим установкам, Подольск, 2014, 2017, 2019. – Научная сессия НИЯУ МИФИ, М: МИФИ, 2014. – XVIII семинар по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2014, «Проблемы безопасности действующих и инновационных ЯЭУ», г. Москва, 2014. – Отраслевой научно-технический семинар «Расчетные и экспериментальные исследования динамики ядерных энергетических установок на этапах жизненного цикла», Сосновый Бор, 2015. – Topical meeting of AER Working Group D “VVER Safety Analysis”. Madrid, 2015. – Topical meeting of AER Working Group D “VVER Safety Analysis”. PSI, Villigen, Switzerland, 2016. th – 27 Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Munich, 2017. – Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 2017, 2019. – Научно-техническая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики», Обнинск, 2017. – NEA/OECD Rostov-2 Benchmark Kick-off Meeting, Lucca, Italy, 2018. – Межотраслевой научно-технический семинар «Моделирование динамики ЯЭУ», Сосновый Бор, 2018. th – 28 Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Olomouc, Czech Republic, 2018. – Topical meeting of AER Working Group D “VVER Safety Analysis”. GRS, Munich, Germany, 2019 th – 29 Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Energoland, Slovakia, 2019. – International Youth Nuclear Congress, Sydney, Australia, march 2020. 9 Отдельные части представленной работы неоднократно отмечались на различных научных конкурсах, в том числе в 2017 году отмечены дипломом победителя 2 степени конкурса научных работ молодых ученых семинара «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики». На основе полученных результатов автором был подготовлен проект «Развитие инновационных методов расчетного обоснования безопасности РУ ВВЭР на основе потвэльного моделирования активной зоны», который был представлен на конкурсе молодых специалистов атомной отрасли «Инновационный лидер атомной отрасли – 2019» и был удостоен премии Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом». Структура и объем диссертации Во введении обоснована актуальность представляемой работы, приведен обзор существующих в мире расчетных методик и моделей для анализа переходных процессов и оценки критериальных параметров топлива в потэвльном приближении, сформулированы цели и задачи диссертационной работы, указана научная новизна работы и ее практическая значимость, изложены основные положения, выносимые на защиту. Для моделирования аварийных последовательностей в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» используются несколько программных комплексов, одним из которых является программный комплекс КОРСАР/ГП, который использовался в рамках данной работы. В главе 1 приводится описание программного комплекса КОРСАР/ГП. Программный комплекс КОРСАР/ГП, разработанный в НИТИ им. А.П. Александрова, используется для пространственных нейтроннофизических и теплогидравлических расчетов активной зоны водо-водяных реакторов в стационарных и нестационарных условиях. Расчеты в рамках анализов безопасности проводятся с использованием базовой расчетной схемы, создаваемой специально под каждый проект отдельно [1]. Под базовой моделью в данной работе понимается унифицированная расчетная модель, на основе которой выполняются все теплогидравлические и нейтронно-физические расчеты нестационарных процессов с применением трехмерной модели нейтронной кинетики для определенной реакторной установки в рамках проводимого исследования. Расчетная схема для ПК КОРСАР/ГП разработана с учетом специфики ряда аварийных режимов, рассматриваемых для реакторной установки, и позволяет учитывать эффекты неполного перемешивания теплоносителя в сборной камере реактора и моделировать неравномерности по температуре теплоносителя в 10 петлях и по мощности парогенераторов. Приведено описание используемой в рамках данной работы базовой расчетной схемы и элементов ПК КОРСАР/ГП, необходимых для ее построения. Так же представлена методика выполнения связанных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов с использованием программного комплекса КОРСАР/ГП. Проведение связанного трехмерного расчета можно условно разделить на две задачи. Первая, подготовительная, включает в себя подготовку нейтронно-физической модели ТВС и активной зоны в целом, а также отражателя. Затем проводится стационарный нейтроннофизический расчет ячеек активной зоны и формируется архив малогрупповых констант для последующего расчета. Также на данном этапе производится подготовка архива с микрораспределениями скоростей реакций деления в ячейках ТВС. С помощью этих данных можно восстановить поле энерговыделения внутри ТВС для каждого твэла методом суперпозиций. В результате подготовительной стадии формируется четыре текстовых файла: APPAR.DAT, KINSET.DAT, MACRO.DAT и SUZ.DAT, которые вместе со стандартным файлом входных данных кода КОРСАР/ГП представляют собой полный набор исходных данных для решения конкретного варианта совместной нейтронно-физической и теплогидравлической задачи. Для проведения конкретных расчѐтов аварийных или переходных режимов базовая модель может корректироваться пользователем в зависимости от целей расчета. Задача моделирования аварийного режима формируется из двух частей. Первая часть включает в себя задание всех исходных данных и установление стационарного состояния, вторая – моделирование исходного события и последовательности срабатывания систем безопасности. К исходным данным относятся теплогидаврлические параметры реакторной установки, а так же выбор нейтронно-физических характеристик и генерация набора констант под анализируемый момент кампании. Так же проводится выбор «горячих каналов» и их характеристик. Для этого выбираются твэлы и твэги с максимальными коэффициентами неравномерности энерговыделения (Kr) для анализируемого момента кампании, топливной загрузки, уровня мощности реакторной установки и положения рабочей группы ОР СУЗ. Мощность «горячих каналов» задается консервативно увеличенной. Увеличение достигается умножением аксиального распределения энерговыделения на повышающий коэффициент Ккас таким образом, чтобы не превышать максимальную линейную нагрузку в самой 11 теплонапряженной точке этого твэла, при условии, что суммарная мощность твэла не превышает предельно допустимую. Для расширения функциональных возможностей ПК КОРСАР/ГП снабжен набором специализированных программных модулей. Один из таких модулей позволяет проводить расчет аварийных режимов с потвэльной детализацией [3]. В главе 2 представлено описание созданного файла входных данных и построенной потвэльной модели ТВС, предназначенных для проведения динамических расчетов моделей различных типов ТВС. Методика проведения расчета в потвэльном приближении с помощью ПК КОРСАР/ГП была разработана сотрудниками ФГУП НИТИ им. А.П. Александрова [3]. Разработанный подход при расчете конкретного аварийного режима реализуется в три стадии: 1. Расчет общеконтурной задачи с моделированием активной зоны в поканальном приближении. Определение ТВС с наиболее теплонапряженными твэлами. Получение распределений теплогидравлических параметров (давление и температуру на входе и на выходе из кассеты) и потоков нейтронов в малогрупповом приближении по высоте для выделенной ТВС (для 24 точек в плане на ТВС). 2. Восстановление потвэльного энерговыделения для выделенной ТВС на основе полученных распределений с помощью специально разработанной программы RCMcFlux. Данная программа разработана в НИТИ им. А.П. Александрова. В основе программы лежит методика расчета потвэльного энерговыделения, которая позволяет восстановить значения энерговыделения в твэлах ТВС на основе полученных в ходе динамического расчета потоков нейтронов в малогрупповом диффузионном приближении (макропотоки), используя стационарные распределения потоков нейтронов (микропотоки). Стационарные потоки нейтронов в каждом твэле рассчитываются с помощью программы САПФИР_95&RC_ВВЭР. Энерговыделение в каждом твэле восстанавливается на основе метода суперпозиции, при этом макропотоки нейтронов в месте расположения твэла рассчитывается путем линейной интерполяции с учетом обратных связей между значениями, полученными при решении блоком нейтронной кинетики ПК КОРСАР/ГП уравнения диффузии в аварийном режиме. Значения параметров обратных связей для всех твэлов предполагаются одинаковыми и равными среднему значению по сечению ТВС при расчете микро- и макрополей. 3. Расчет потвэльной поячейковой модели ТВС с использованием полученных значений теплогидравлических параметров (стадия один) и 12 восстановленного поля энерговыделения в твэлах (стадия два). Для реализации третьей стадии необходимо создание специального базового файла, содержащего расчетную схему потвэльной модели ТВС и специального модуля ПК КОРСАР/ГП, который использует в качестве граничных условий результаты расчета первых двух стадий. На вход и выход потвэльной модели передаются параметры, а именно, давление и температура теплоносителя, записанные в ходе динамического процесса. Под потвэльной моделью ТВС понимается модель, в которой каждый твэл моделируется отдельным элементом HCS (теплопроводящая конструкция), а все межтвэльное пространство моделируется системой теплогидравлических каналов CH с заданными граничными условиями по давлению и температуре. Элемент HCS, моделирующий обогреваемую часть твэлов, состоит из 20 ячеек. Каналы межтвэльного пространства имеют 22 ячейки, первая и последняя ячейки моделируют хвостовик и головку ТВС соответственно. Между ячейками соседних каналов может устанавливаться гидравлическая связь (элемент JN) и моделироваться турбулентный обмен в поперечном (к основному направлению движения теплоносителя) направлении (элемент TM). Для задания связей ячеек каналов на каждом уровне вводится специальный массив, содержащий параметры связей элементов. В файле входных данных указанный массив формируется с помощью цикла, что упрощает построение расчетной схемы и исключает возможность ошибки при вводе данных. Пример поперечного сечения модели ТВС в пределах одного высотного слоя приведен на рисунке 2. На рисунке окружностями обозначены элементы HCS: темным цветом – твэлы, светлым − инструментальный и направляющие каналы. Все элементы HCS, кроме элементов периферийного ряда, связаны с шестью ячейками теплогидравлических каналов СН. Элементы HCS, находящиеся на периферии кассеты, связаны с пятью ячейками каналов СН, элементы HCS, расположенные в углах ТВС, связаны с четырьмя ячейками каналов СН. Предполагается, что моделируемое пространство проточной части ТВС по бокам ограничено непроницаемым для теплоносителя стенками. Для задания связей элементов HCS и CH используется специальный массив, содержащий параметры связей элементов, который также формируется автоматически. В главе 2 представлены результаты проверки корректности построенной модели путем сравнения результатов расчетов с программными комплексами ТИГР-СП и САПФИР_RC_95. С использованием программных комплексов КОРСАР/ГП и ТИГР-СП выполнен потвэльный расчѐт ТВС с наибольшим энерговыделением (стационарное состояние). Неравномерность энерговыделения 13 в ТВС принята консервативной. Минимальный коэффициент запаса, рассчитываемый с использованием двух кодов, достигается в одном и том же твэле на одинаковой высоте. Различие в полученных результатах не превышает 2,7%, что подтверждает корректность потвэльного расчета ТВС с использованием ПК КОРСАР/ГП. В ходе дополнительного исследования, проведенного в рамках данной работы, было выявлено, что влияние перемешивания в ТВС на коэффициент запаса до кризиса теплообмена существенно. Учет гидравлических связей и турбулентного перемешивания теплоносителя между ячейками соседних каналов приводит к большему значению коэффициента запаса до кризиса теплообмена. 611 610 282 506 612 283 505 281 609 504 608 500 502 498 605 496 495 276 604 494 603 490 492 489 601 273 488 600 386 660 598 486 484 384 597 330 596 382 270 658 594 294 482 216 380 480 592 268 590 126 378 478 214 267 476 376 166 213 588 374 474 325 586 286 124 265 472 584 372 123 370 470 582 282 163 468 263 580 322 368 578 278 161 466 464 576 160 462 574 274 460 570 158 270 458 358 456 352 454 354 446 448 450 252 560 552 554 558 544 247 550 302 545 546 631 303 548 632 304 549 633 305 634 306 635 307 555 556 436 630 543 547 248 249 301 245 246 551 250 636 308 637 309 559 562 442 557 253 254 638 310 639 311 563 313 444 438 553 251 561 565 642 198 199 451 564 348 440 542 435 441 447 201 452 346 340 629 541 437 196 197 300 244 194 195 443 449 202 255 314 350 344 434 439 445 200 453 567 643 154 355 566 153 342 540 433 339 345 351 156 203 256 315 266 155 455 569 644 356 264 353 357 568 268 262 256 628 539 243 341 151 349 267 157 204 257 316 115 260 152 432 193 149 150 347 265 116 457 571 645 194 112 338 343 261 114 258 538 299 431 192 257 263 269 359 258 317 646 360 205 192 195 117 459 573 82 271 361 572 272 190 193 197 118 159 81 132 196 273 206 259 318 83 188 113 191 133 198 461 575 647 362 54 134 199 119 363 260 319 648 276 463 577 320 364 207 465 261 84 275 365 208 55 130 184 430 627 537 255 111 298 337 259 189 80 131 135 201 120 82 186 336 148 110 185 79 128 254 536 242 335 253 187 129 83 136 200 277 367 579 649 366 56 85 202 203 121 162 209 262 321 650 280 467 581 86 204 84 137 52 80 53 334 626 535 241 429 183 78 428 191 147 109 77 124 126 127 81 85 138 31 44 32 182 125 79 45 86 139 279 369 210 57 140 205 122 469 651 87 281 471 583 58 16 46 76 252 534 297 427 333 123 51 78 426 625 533 190 181 50 77 30 42 43 33 87 40 41 15 18 47 88 141 206 17 48 34 89 16 17 19 49 90 142 283 164 211 264 323 88 208 18 50 35 143 371 585 652 144 4 6 250 296 240 251 76 122 75 29 332 146 108 121 39 14 180 532 425 179 49 74 330 624 531 239 249 75 73 28 38 15 5 5 20 21 91 207 373 473 324 284 36 92 59 209 165 212 587 653 210 6 7 22 51 145 89 285 475 266 60 146 3 1 23 93 211 375 589 326 654 90 212 125 24 37 13 14 178 120 295 331 107 119 48 424 189 145 177 118 72 530 423 329 248 623 529 247 74 71 13 4 2 1 19 52 70 27 36 246 528 238 188 144 106 117 35 11 2 53 147 287 477 655 288 54 37 94 34 12 12 176 422 327 328 622 294 421 175 47 420 245 73 69 26 33 3 8 7 8 95 61 148 289 167 377 591 327 290 96 149 91 214 213 379 479 656 150 215 168 215 593 328 216 127 291 481 269 657 292 25 20 32 11 10 9 9 26 67 25 31 10 28 27 21 56 55 38 30 29 22 58 57 39 98 97 62 293 381 595 329 151 169 483 99 63 152 60 65 24 174 116 293 527 187 143 105 115 46 326 243 244 526 237 325 173 114 68 324 621 525 419 142 104 72 113 45 242 241 172 418 186 323 171 112 66 322 292 236 417 141 103 71 111 44 240 239 170 416 524 523 185 321 169 110 64 320 620 291 235 415 140 102 70 109 63 59 40 238 237 168 414 522 521 184 319 167 43 23 318 619 290 234 413 139 101 69 108 62 61 102 100 236 235 166 412 520 519 183 317 107 42 41 316 138 618 289 233 411 165 106 104 101 64 153 93 218 92 383 156 154 234 100 68 105 103 155 94 220 219 217 217 222 221 129 128 485 659 296 295 271 300 164 410 518 517 182 315 163 66 65 314 137 617 288 232 409 233 67 160 158 157 95 232 99 162 159 223 130 297 170 599 331 298 226 408 516 515 181 313 161 96 224 312 136 616 287 231 407 231 97 225 131 299 171 385 218 390 304 230 98 228 227 132 301 172 387 219 487 272 388 302 406 514 513 180 311 229 133 303 173 389 220 394 310 615 286 230 405 135 134 305 174 391 221 491 274 602 392 308 307 306 404 512 511 179 309 176 175 393 222 493 275 396 395 223 400 177 397 224 497 277 398 614 285 229 403 178 399 225 499 278 606 402 510 509 228 401 226 501 279 607 613 284 507 227 503 280 508 640 312 641 Рисунок 2. Поперечное сечение потвэльной модели ТВС в пределах одного высотного слоя Также была проведена проверка корректности восстановления потвэльного энерговыделения специально разработанной программой RcMcFlux. Для этого использовались результаты стационарного расчета, полученные с помощью программного комплекса САПФИР_95&RC_ВВЭР. С помощью ПК САПФИР_95&RC_ВВЭР может рассчитываться покассетное и потвэльное энерговыделение для стационарного состояния реактора. С использованием ПК КОРСАР/ГП был проведен стационарный расчет общеконтурной задачи для РУ с ВВЭР большой мощности. В результате расчета были получены распределения теплогидравлических параметров и потоков нейтронов для различных ТВС. На основе полученных данных было восстановлено энерговыделение в каждом твэле 14 отдельно взятых ТВС. Для анализа были выбраны ТВС разного года облучения, расположенные как в центре активной зоны, так и на периферии. Рассмотрены различные моменты кампании стационарной топливной загрузки. Варьировалось положение рабочей группы. Следует отметить, что для твэлов, расположенных на периферии активной зоны (рядом с боковым отражателем), относительная мощность тепловыделяющих элементов отличается от результатов ПК САПФИР_95&RC_ВВЭР на 18%. Это связано с тем, что диффузионное приближение плохо работает на границе раздела сред. Для твэгов максимальное отклонение составляет 14%. Такая погрешность обусловлена «гомогенизацией» ТВС по размножающим свойствам среды при решении уравнении диффузии в ходе динамического расчета. Для остальных тепловыделяющих элементов (в том числе и с максимальным энерговыделением) отличие в коэффициенте неравномерности энерговыделения твэла в зоне не превышает 7%. Именно эти тепловыделяющие элементы представляют интерес для оценки критериальных параметров. Полученные результаты позволяют сделать вывод о корректном восстановлении поля энерговыделения в ТВС и возможности применения разработанной потвэльной модели для связанных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов переходных процессов. Также глава 2 представляет результаты апробации описанной методики потвэльных динамических режимов для двух аварийных режимов: разрыв паропровода и выброс ОР СУЗ. Исследовалось изменение коэффициента неравномерности твэлов в ТВС в течение аварийного процесса. Результаты исследования показали, что в аварии с разрывом паропровода, где локальный рост мощности ТВС происходит за промежуток времени порядка 10 секунд, коэффициент неравномерности энерговыделения твэлов в ТВС (Ккас) меняется не значительно (не более чем на 1%). Используемое в консервативных анализах безопасности допущение о постоянстве в ходе аварийного процесса коэффициента Ккас является корректным. В аварии с выбросом стержня, где локальный рост мощности происходит в нескольких конкретных ТВС за десятые доли секунды, можно получить более существенное изменение перераспределения мощности твэлов в ТВС зависимости от ТВС и места ее расположения. ТВС с выброшенным стержнем ОР СУЗ не исследовалась ввиду методического ограничения. Для ТВС, расположенных рядом с аварийной ТВС и представляющих наибольший интерес при оценке критериальных параметров, возможно изменение Ккас на 10%. Это может существенно отразиться на оценке критериальных параметров. 15 В главе 3 представлены результаты моделирования переходного процесса аварийного режима «Выброс ОР СУЗ». Данная авария характеризуется быстрым вводом положительной реактивности и локальным ростом энерговыделения в месте выброса ОР СУЗ. Под выбросом в данной работе понимается быстрое (за 0,1 с) перемещение ОР СУЗ от низа активной зоны. В результате этого за короткий промежуток времени вводится реактивность, которая приводит к возрастанию потока нейтронов и перераспределение энерговыделения в активной зоне с максимумом в области выброшенного ОР СУЗ. В результате расчета аварийного процесса получено, что максимальная мощность твэла реализуется в ТВС №99. При расчете отдельно ТВС № 99 с использованием потвэльной модели ТВС, получается менее консервативный результат (рисунок 3). Однако после расчета различных ТВС с использованием потвэльной модели получено, что максимальная мощность твэла уже наблюдается в ТВС №114. При этом следует отметить, что мощности ТВС полностью соответствуют поканальному расчету. Такие результаты могут быть обусловлены следующим. Рисунок 3. Максимальная мощность твэла ТВС №99 При моделировании переходного процесса учитываются обратные связи по средним значениям параметров в сечении ТВС. Величина пика мощности определяется величиной введенной реактивности и действиям обратных связей. Чем изначально «холодней» был твэл и теплоноситель вокруг него, тем сильнее будут действовать обратные связи по температуре топлива и по плотности теплоносителя. В стационарном состоянии поле энерговыделения в интересующей нас области выглядит следующим образом (рисунок 4). 16 Погружение рабочей группы ОР СУЗ привело к искажению поля, в аварийной ТВС и рядом наблюдаются самые низкие значения энерговыделений. Рисунок 4. Распределение относительного энерговыделения в стационарном состоянии (Kr) В результате выброса органа регулирования происходит существенное перераспределение поля энерговыделения внутри исследуемой кассеты. Таким образом, для «горячих» твэлов, у которых температура топлива выше, чем среднее значение по сечению ТВС, будем получать консервативное значение мощности. И наоборот, для «холодных» твэлов с меньшей температурой топлива, энерговыделение будет занижаться. Поэтому возможна ситуация, в которой максимальное значение мощности для ТВС №99 реализуется в твэле, расположенном на границе с аварийной. И тогда значение мощности данного твэла, полученное с использованием потвэльной модели ТВС, оценено не корректно. На данный момент нет возможности использовать для каждого твэла свои значения параметров обратной связи. Поэтому, для проведения оценки пика мощности были реализованы следующие действия. В трехмерном поканальном расчете для одной сборки искусственно уменьшена температуру топлива и соответственно увеличена плотность теплоносителя до значений параметров обратных связей самого «холодного» твэла В таком случае получается очень консервативная оценка мощности для всех твэлов в данной кассете. Но рассматривать в таком случае необходимо именно тот 17 твэл, в котором реализуется максимум энерговыделения в аварийном процессе. Но даже в этом случае максимальная мощность твэла меньше, чем в 114 кассете (рисунок 5). Рисунок 5. Максимальная мощность твэла в ТВС №99 и ТВС№114 Расчеты показали, что параметры топлива, получаемые с использованием распределенной потвэльной модели, оказываются менее консервативными по сравнению с параметрами, полученными с помощью модели «горячего канала» (рисунок 6). Из результатов приведенного расчета видно, что температура топлива, полученная с применением потвэльной модели ТВС, ниже температуры, полученной с использованием модели «горячего канала». Таким образом, потвэльную модель можно использовать как дополнительный инструмент в анализах безопасности. Она позволяет подтвердить результаты, уточнить параметры расчеты, получить более детальную информацию по состоянию твэлов. Установлена целесообразность применения потвэльной модели в некоторых режимах, в частности с выбросом ОР СУЗ, который является аварией класса RIA и требует знаний о поведение нейтронного потока в активной зоне. Возможность и необходимость применения данной модели в других режимах требует дополнительных исследований. 18 Рисунок 6. Максимальная температура топлива в ТВС №99 и ТВС №114 Глава 4 посвящена моделированию режима с разрывом паропровода в потвэльном приближении. Авария с разрывом паропровода является одной из определяющих аварий в обосновании безопасности РУ ВВЭР, поэтому часто рассматривается в исследовательских и научных задах. Сначала был проведен расчет режима в реалистичном приближении с использованием «горячих каналов» и с анализом чувствительности по выбору аварийной петли. Максимальное значение температуры топлива достигается при разрыве паропровода первой петли. Такое различие обусловлено несимметричным расположением датчиков АКНП, по сигналам которых срабатывает аварийная защита. Затем был проведен расчет режима этого варианта в потвэльном приближении и получены следующие результаты (рисунки 7 - 8). Как показано на рисунках, расчеты критериальных параметров по двум моделям достаточно близки. Это объясняется тем, что потвэльная модель не рассчитывает поле внутри ТВС, а восстанавливает его по уже известным нейтронным потокам и использую стационарные микрополя. А модель «горячего канала» использует максимальное значение относительной мощности твэла в ТВС. Вот и получается, что при отсутствии деформации энерговыделения внутри ТВС эти две модели дают примерно одинаковые результаты. Что подтверждает используемый в анализах безопасности подход к оценке критериальных параметров. 19 Рисунок 7. Максимальная мощность твэла Рисунок 8. Максимальная температура топлива Затем был проведен расчет в консервативном приближении. Отличия консервативного подхода в части применения потвэльной модели заключаются в необходимости учета неопределенностей, которые обусловлены отклонением интегральных характеристик реактора в процессе эксплуатации от проектных характеристик (мощность РУ, температура, давление и расход теплоносителя); методическими погрешностями расчетных программ; механическими отклонениями состава и размеров топливных композиций при изготовлении и эксплуатации. 20 Влияние перечисленных факторов на результаты расчета носит случайный характер и оценивается путем использования вероятностных методов, позволяющих оценивать параметры каждого твэла для случая усредненного влияния этих факторов. Реализация такой оценки, в том числе, проводится на основе варьирования механического коэффициента запаса Кинж, под которым понимают коэффициенты, учитывающие отклонения от проекта всевозможных технологических факторов. Так как прямой расчет динамических потвэльных энерговыделений пока отсутствует, задание отклонений всех параметров, которые входят в инженерный коэффициент запаса не даст напрямую нужного результата. Поэтому было предложено несколько других вариантов по учету инженерного коэффициента запаса. Сначала был проведен расчет с Кинж равным единице и получено, что максимальное значение мощности реализуется в одном твэле, а максимальное значение температуры и энтальпии топлива в другом. Это объясняется тем, что в стационарном состоянии самый горячий твэл находится рядом с инструментальным и направляющим каналами. А в ходе динамического процесса поле энерговыделения смещается вслед за распространением холодного фронта теплоносителя, тем самым самый горячий твэл уже оказывается на границе ТВС. А рост температуры топлива обуславливается действием обратных связей, которые происходят с задержкой. Поэтому были предложены следующие варианты для расчетов (таблица 1). Таблица 1. Описание вариантов расчета Номер варианта Описание вариант 1 Без учета Кинж вариант 2 Кинж учитывается для твэла с максимальной мощностью, значение коэффициента принимается из анализов безопасности вариант 3 Кинж учитывается для твэла с максимальной температурой топлива, значение коэффициента принимается из анализов безопасности Кинж учитывается для твэла с максимальной мощностью, вариант 4 значение инженерного коэффициента запаса принято для твэлов на периферии ТВС Исходя из полученных результатов (рисунки 9 – 10), можно сделать вывод, что даже при выборе самого консервативного учета Кинж в потвэльной модели, результаты оценки критериальных параметров с учетом погрешностей совпадают с результатами, получаемыми с помощью модели «горячего канала». 21 Таким образом, потвэльную модель можно использовать как инструмент для оценки распределения энерговыделения внутри ТВС. В случае изменения поля энерговыделения в активной зоне в ходе переходного процесса с помощью потвэльной модели можно проверить правильность выбора «горячих каналов». Рисунок 9. Минимальный коэффициент запаса до кризиса теплообмена Рисунок 10. Максимальная температура топлива Как было показано в главах 3 и 4, разработанная потвэльная модель позволяет решить конкретную задачу: произвести оценку критериальных параметров топлива и проанализировать изменение поля энерговыделения для выбранного аварийного процесса. Глава 5 посвящена использованию 22 разработанной модели и предложенной методики потвэльных расчетов для различных задач, связанных с необходимостью более точного моделирования отдельной ТВС, нескольких сборок или активной зоны целиком. В разделе 5.1 приведено описание международного бенчмарка [4], для участия в котором необходимо наличие возможности потвэльного моделирования. Целью бенчмарка является сравнительное исследование расчетных моделей и кодов физико-теплогидравлических программных комплексов при моделировании переходных процессов, в том числе и с потвэльной детализацией. Раздел 5.2 посвящен анализу некоторых реакторных задач, в которых необходимо более точное моделирование локальных защит [5]. Главная проблема заключается в том, что моделирование изменения аксиального поля энерговыделения наиболее теплонапряженного твэла в расчете может существенно отличаться от данных измерений линейной нагрузки по ДПЗ. Причинами являются, во-первых, различная высотная детализация ТВС (20 точек по высоте в типовом наборе кода КОРСАР/ГП и 7 секций у ДПЗ), а во-вторых, дистанция между самым теплонапряженным твэлом в ТВС (моделируется в поканальной модели расчета за счет «горячих каналов») и твэлами, расположенными рядом с ДПЗ. Для решения задачи устранения такого несоответствия и может оказаться полезной потвэльная модель, описываемая в настоящей работе. В разделе 5.3 анализируется практическая применимость результатов работы для режимов маневрирования мощностью РУ. Практическая значимость потвэльной модели для анализов безопасности маневренных режимов подтверждается следующими факторами. Главной особенностью маневренных режимов является постоянное изменение мощности РУ, сопровождаемое действием регуляторов (перемещение ОР СУЗ, изменение концентрации борной кислоты и температуры теплоносителя на входе в активную зону), в результате чего происходят сильные колебания поля энерговыделения [6]. В результате возникает огромное количество возможных состояний РУ, которые не могут быть в полной мере учтены при обосновании безопасности РУ традиционным способом, основанном на стационарном исходном состоянии в момент возникновения аварии. В заключении приводятся основные результаты работы: 1. Разработана расчѐтная схема потвэльной модели ТВС с помощью ПК КОРСАР/ГП для проведения динамических расчетов с потвэльной детализацией активной зоны. Подтверждена корректность работы потвэльной модели ТВС в ПК КОРСАР/ГП путем сопоставления результатов расчетов с результатами программ ТИГР-СП и САПФИР_95&RC_ВВЭР. 23 2. Создан комплекс программных и технических процедур, позволяющий проводить последовательный запуск всех этапов потвэльного расчета средствами ПК КОРСАР/ГП для разного количества ТВС и автоматическую обработку результатов расчетов. 3. Проведена апробация методики выполнения расчетов нестационарных процессов с потвэльной детализацией, получены количественные и качественные оценки параметров, важных для безопасности. Расчеты показали, что параметры топлива, получаемые с использованием потвэльной модели ТВС, оказываются менее консервативными или близкими по сравнению с параметрами, полученными с помощью модели «горячего канала». Предложена методика использования инженерного коэффициента запаса в потвэльной модели. 4. В результате проведенных исследований в рамках данной работы получен ряд практических результатов, которые были непосредственно использованы Разработчиком ПК КОРСАР/ГП для модернизации и развития встроенного в комплекс потвэльного программного модуля. 5. Сформулированы рекомендации для применения потвэльной модели ТВС в практических инженерных задачах. В частности, описанная методика может быть рекомендована для участия в международной тестовой задаче с целью последующей кросс-верификации и валидации потвэльной модели ТВС и методики потвэльных расчетов в ПК КОРСАР/ГП. Так же представленную модель ТВС можно применить для создания новой математической модели, реализующей корректное срабатывание аварийной защиты по линейному увеличению мощности, с последующим внедрением в анализы безопасности. В заключении следует отметить, что создан задел, имеющий важную практическую значимость для развития потвэльного моделирования ТВС для обоснования безопасности РУ ВВЭР. Применение потвэльной модели ТВС в анализах безопасности позволит снять избыточный консерватизм или выполнить требования нормативной документации в части выполнения запроектных аварий в реалистичном приближении. Публикации автора по теме диссертации 1. Синегрибова А.И., Увакин М.А. Апробация распределенной нейтроннофизической и теплогидравлической модели ТВС в ПК КОРСАР/ГП // Вопросы атомной науки и техники, сер. Ядерно-реакторные константы, №4, 2017. 2. Синегрибова А.И., Увакин М.А. Анализ области применения распределенной нейтронно-физической и теплогидравлической модели ТВС в ПК КОРСАР/ГП // НИТИ им. А.П. Александрова, сборник "Технология обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок", №3, 2018. 24 3. A. I. Sinegribova, M. A. Uvakin, M. A. Bykov. Assessment of the fuel assembly pin-by-pin model in the KORSAR/GP code // KERNTECHNIK, Volume 84, № 4, 2019. 4. A.I. Sinegribova, M.A. Uvakin, M.A. Bykov. Development of the fuel assembly pin-by-pin model in the KORSAR/GP code // Nuclear Engineering and Design, 354, 2019. 5. Синегрибова А.И., Увакин М.А. Анализ результатов расчета режима с разрывом паропровода в потвэльном приближении с использованием программного комплекса КОРСАР/ГП // Вопросы атомной науки и техники, сер. Физика ядерных реакторов, № 2, 2020. Список литературы 1. И.Г. Петкевич, М.А. Увакин. Анализ неопределенностей расчетов режима с разрывом паропровода на установке АЭС-2006 по коду КОРСАР/ГП с применением программы LINQUAD // Вопросы атомной науки и техники, сер. Физика ядерных реакторов. – 2013. – Вып. 2. 2. Артемов В.Г., Артемова Л.М., Коротаев В.Г., Михеев П.А., Шемаев Ю.П. Анализ температурного состояния твэлов на основе сопряженного нейтроннофизического и теплогидравлического расчета // 24-й Симпозиум AER по физике и безопасности реакторов ВВЭР, Россия, г. Сочи, 2014. 3. Артемов В.Г., Иванов А.С., Кузнецов А.М, Шемаев Ю.П. Комбинированный метод расчета потвэльного энерговыделения в комплексе программ САПФИР_95&RC_ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники, сер. Ядерные реакторы и константы. – 2014. – № 3. 4. M. Abramova, A. Denisenko, M. Denisova, P. Gordienko, K. Ivanov, S. Nikonov, I. Pasichnic, B. Shumskiy, R. Sizov, K. Velkov. EGMBEPV benchmark “Rostov-2” // Proceedings of the 27th AER Symposium on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Munich, 2017. 5. Н.В. Мильто, В.А. Мильто, Н.В. Липин. Основные решения и опыт эксплуатации функции защиты по локальным параметрам реакторов ВВЭР-1000 //10-я Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 2015. 6. Николаев А.Л., Увакин М.А. Проведение предтестовых расчетов по ПК КОРСАР/ГП для испытаний режимов работы действующего энергоблока РУ ВВЭР в суточном графике несения маневренной нагрузки // Сборник трудов 11-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 21-24 мая, 2019 г. 25
