Введение к работе
Актуальность проблемы. АЭС в настоящее время нгракь -значительную роль в производстве электроэнергии как у кас в стране, так и во всем мире. Однако, после крупных ядерных аварий, такій как на ТМІ-Е (США) в 1979 году и на ЧАЭС-4 (СССР) в 1986 году, особенно актуальным стал вопрос о совершенствовании уха существующих и разработке новых систем контроля, управления и аварийной закугш ядерных реакторов.
Для реакторов PWR основу таких систем составляют внереактор-ные нейтронные детекторы, которые контролируют мощность, реактивность, а также характеристики энергораспределения по объему активной зоны. Системы внереакторного контроля получили широкое распространение, так как им присущи высокая надежность и ремонтопригодность, возможность организации безынерционного контроля. Последнее свойстео явилось главной причиной, которая позволяет применять " информацию безынерцконнх детекторов в системах управленій и аварийной защиты ядерных реакторов.
Одним из важнейших направлений в обеспечении надежной и безопасной работы современных АЭС является развитие рациональных методов управления и диагностики ядерных реакторов. Для успешного репения возникавших при этом вопросов особое место отводится внутриреакториым исследованиям по определению полей энерговыделения и температур. Это связано с тем, что в активной зоне ядерного реактора в соответствии с распределением нейтронной плотности устанавливается распределение знерговыделеиий и температур. Будет ли изменяться орма распределения, если интегральная мощность по каким либо причинам изменится? Вопрос зтот чрезвычайно важэн, так как, если форма основного распределения при изменении мощности также изменяется, то в различных областях активной зоны создаются условия изменения знерговыделения и температур.
Вполне реально представить себе картину пульсации поля, происходящую под влиянием запаздывавших тепловых и .изотопных процессов. Пульсации поля действительно появляются и особенно характерны для реакторов с протяженными активными зонами. Поэтому возникает важная задача о так называемой "неустойчивости поля" в активной зоне ядерного реактора. Решение этой задачи особенно
- Б -актуально для реакторов с сильно выраженной неравномерностью исходного распределения. К последним вполне относятся и современные энергетические реакторы со значительным -запасом реактивности, например, ВВЭР.
Для таких реакторов пространственная неустойчивость должна быть отнесена к важным показателям безопасности. Рациональным способом контроля за сохранением этого динамического показателя в допустимых пределах яеляєтся пространственно-распределенный контроль мгновенной реактивности.
Задача определения реактивности ядерного реактора в значительной степени связана с задачей определения нейтрон-ой мощности реактора, так как и в первом, и во втором случаях первичной является информация, полученная от нейтронных детекторов.
Реактивность является важным показателем состояния ядерного реактора, она однозначно определяет скорость изменения интенсивности делений в реакторе. Для безопасной и оптимальной работы реактора необходимо знать, как изменяется реактивность в зависимости, от конфигурации и материального состава активной зоны, от значения и распределения температуры материалов активной зоны и теплоносителя и многих других параметров.
Ввод в эксплуатацию энергоблокоз больсой мощности поставил есе одну задачу в определении реактивности реактора - необходимость учета ПЗР. ПЭР впосяг наибольшую погрешность при экспериментах по определенно эффектов реактивности и эффективности органов регулирования и защиты энергетических реактороз. Поэтому задача совершенствования существующих и разработка новых методов определения реактивности активных зон энергетических реакторов представляет собой актуальную задачу настоящего времени. Научная новизна полученных результатов заключается в следующем:
разработан алгоритм в наибольшей степени учитывающий ПЭР' при определении реактивности энергетического реактора;
разработан алгоритм определения реальных динамических параметров ДПЗ;
на основе единой математической модели "ДІВ - корректор -сумматор - реактиметр" предложен способ определения глобальной реактивности реактора;
выполнены комплексные экспериментально-расчетные исследования
- 6 -изменения полей энерговыделения, температуры теплоносителя и реактивности реактора ЕВЭР-IOQO при различных видах возмущения нейтронного потока в активной sons; , - обнаружены и изучены проявления термонейтронного эффекта (ТНЭ)
Практическая ценность работы. Разработанные в диссертации алгоритмы и программы моделирования нейтронной кинетики точечного реактора и реактора с распределенными параметрами, ориентированы на широкий класс зада'* по определению реактивности при произвольном виде возмущения нейтронного поля активной зоны реактора.
Проведены экспериментальные исследования по перераспределению энерговыделения в активной зоне реактора при изменении положения органов регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ), а также при погружении одиночного ОР СУЗ.
Разработанные алгоритмы, математические модели и программно-вычислительная система позволяют проводить поисковые исследования по 'сравнительному анализу экспериментальных и расчетных методик определения реактивности реактора с целью их усовершенствования.
Сформулированы предложения по выбору количества и геометрии расположения детекторов нейтронного потока s активной зоне реактора для достоверного определения реактивности с учетом ПЭР, а также вследствие проявления ТНЭ.
Реализация результатов работы. Разработанные практические методы, алгоритмы и программы решения уравнений кинетики для реактора с распределенными параметрами
внедрены в практику расчетно-оптимизационных исследований по определению реактивности реактора ВВЗР-1000, которые используются в ИЛИ АН УССР для оценки безопасности переходных процессов в реакторной установке;
используются для определения реактивности реактора БВЗР -1000 на Запорожской и Ровенской АЭС;
некоторые результаты работы переданы в НТЦ ГПАН СССР и в ЦИЯИ (Госсендорф, Германия).
Апробация работы. Основные положения диссертационной работы докладывались и обсуждались нз:
Шрвом Епесопзном семинаре "Методы и средства измерения ре-рктирност»! на АЭС" (г.Киев, апрель 1988 г.);
Шестом Всесоюзном семинаре по проблемам физики реакторов "Нейтрокно-физические проблемы безопасности ядерно-энергетических установок" (г.Москва, сентябрь 1989 г.);
Втором Всесоюзном семинаре "Методы и средства измерения реактивности на АЭС" (г.Энергодар, апрель 199и г.);
научных семинарах отделения физики реакторов ЦИЯИ АН ГДР (г. Россендорф, декабрь 1SS9 г., апрель 1990 г.);
Второй научно-практической конференции "Безопасность атомных станций" (г. Москва, февраль-март 1991 г.);
Всесоюзном семинаре по динамите ЯЗУ "Проблема надежности расчетных данных по безопасности реакторных установок" (г. Шнек, май 1991 г.);
Седьмом Всесоюзном семинаре по проблемам физики геш "оров "Внутренняя безопасность ядерно-энергетических установок" (г.Москва, сентябрь 1991 г.);
- научных конференциях ИЯИ АН УССР (г.Киев, 1985-1991 гг.).
Структура и обьем работы, диссертационная работа изложена
на І57 страницах машинописного текста и состоит из введения, четырех глав основной части, заключения, списка літератури, содержит 22 рисунка , 2 таблицы.
