Обґрунтування безпеки ядерного реактору проектних реактивностних аваріях, режимі маневрування потужністю та перехідних режимах з порушенням нормальних умов експлуатації. Несиметрична поведінка активної зони, з використанням моделі просторової кінетики.
Все це в сукупності вимагає використання при виконанні аналізів безпеки РУ із ВВЕР-1000 у режимах нормальної експлуатації, перехідних режимах і проектних аваріях розрахункових кодів з описом активної зони в тривимірній геометрії. Це повязане з постійним удосконалюванням паливних циклів (використання гадолінієвих вигоряючих поглиначів, ТВЗ із цирконієвими дистанціонуючими решітками й напрямними каналами), підвищенням глибини вигоряння палива, виконанням різних модернізацій, спрямованих, як на підвищення безпеки реактора, так і поліпшення його економічних показників, що вимагає проведення періодичної оцінки безпеки РУ в ряді проектних аварій. Для протікання цих аварій характерна асиметрична поведінка активної зони і використання для їхнього дослідження моделі точкової кінетики активної зони є неприйнятним, тому що не дає можливості адекватного розгляду процесу через наявність значних просторових нерівномірностей поля енерговиділення. Метою даної роботи є обґрунтування безпеки ВВЕР-1000 у проектних реактивностних аваріях, режимі маневрування потужністю та перехідних режимах з порушенням нормальних умов експлуатації, що характеризуються несиметричною поведінкою активної зони, з використанням моделі просторової кінетики. В результаті виконаного розрахункового аналізу ряду реактивностних аварій в умовах "затирання" і можливого часткового невведення ОР СУЗ в активну зону (через скривлення ТВЗ, що спостерігалося під час експлуатації українських АЕС) був визначений "запас безпеки" реактора цього типу, що враховувалося Регулюючим органом при розробці компенсуючих заходів і визначенні умов експлуатації реактора з відступом часу введення ОР СУЗ в активну зону від проектного значення.Досвід використання програми DYN3D для розрахунків паливних завантажень виявив недоліки апроксимації, що використовувалася програмою, які полягали в підвищеній похибці визначення концентрації борної кислоти (до 0.5 г/кг) і коефіцієнтів реактивності по температурі теплоносія. Так, частини параметризації по щільності теплоносія і концентрації борної кислоти були доповнені складовими третього порядку, а коефіцієнти поліномів di, що апроксимують залежність НФК від концентрації борної кислоти, у свою чергу представлені у вигляді лінійної залежності від густини теплоносія: S =S0 {1 a( )} Розширення можливостей програми для розрахунків коефіцієнтів і ефектів реактивності в динамічних режимах, було здійснено в програмі DYN3D за рахунок розробки блоку розвязання спряжених рівнянь стаціонарного стану реактора, що є вихідним при моделюванні перехідних режимів, і подальшого розрахунку коефіцієнтів реактивності з використанням теорії малих збурень. внесок у загальну реактивність від зміни окремих параметрів активної зони в ході динамічного процесу (розділити складові реактивності по температурі теплоносія й палива, через зміну концентрації борної кислоти, положення ОР СУЗ); У рамках дисертаційної роботи для аналізу аварійних процесів з уведенням позитивної реактивності в ВВЕР-1000, більшість яких характеризуються несиметричною зміною енерговиділення в активній зоні, розроблена повномасштабна модель активної зони (360° симетрія).Розглянута поведінка активної зони в проектних аваріях в умовах "затирання" і можливого часткового невведення ОР СУЗ в активну зону через скривлення ТВЗ, що спостерігалося під час експлуатації українських АЕС, а також проаналізовані процеси, що викликають зростання потужності з періодом менш 10с після спрацьовування прискореного попереджувального захисту (ППЗ). На підставі виконаних розрахункових досліджень показано, що оцінка ризику експлуатації ВВЕР-1000 в умовах зменшення швидкості занурення і часткового невведення ОР СУЗ в активну зону може бути отримана з додаткового аналізу проектної аварії повязаної з викидом кластера. Такий аналіз виконаний для реальних станів активної зони з метою показати, що в цій проектній аварії дотримуються встановлені критерії прийнятності, а в режимах нормальної експлуатації дотримуються також і експлуатаційні межі (наприклад, мінімально припустима ефективність аварійного захисту реактора, який для номінального рівня потужності становить 5.5%). Виконані розрахункові дослідження аварійного режиму, повязаного з викидом кластера показали, що утруднене введення ОР СУЗ, що проявляється в збільшенні часу їх введення в активну зону по сигналу АЗ до 6с і застрягненні до 5-ти кластеру на рівні 1/3НАЗ від верху активної зони, не справляють істотного впливу на протікання перехідного процесу. У результаті виконаного розрахункового аналізу в умовах "затирання" і можливого часткового невведення ОР СУЗ в активну зону (що спостерігався під час експлуатації українських АЕС через скривлення ТВЗ) оцінений "запас безпеки" реактора цього типу, що враховувалося Регулювальним органом при розробці компенсуючих заходів і визначенні умов експлуатації реактора з відступом часу введення ОР СУЗ в активну зону від проектного значення.У розділі виконано дослідження з вибору моде
Вы можете ЗАГРУЗИТЬ и ПОВЫСИТЬ уникальность своей работы
