Российские ТВС. Часть II., Продолжение закрытой ветки Опции

[AtomInfo.Ru]

Продолжение темы Российские ТВС, закрытой из-за массированной атаки спамеров.

Уважаемые посетители форума! Приносим свои извинения, но ветка Российские ТВС попала под удар спамеров. Так как есть вероятность, что в ближайшие 2-3 дня модераторы заходить на форум не будут, ветке грозило полное захламление.

Поэтому старую ветку мы закрыли. Продолжать разговор можно здесь.

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 2.6.2008, 21:00

[Гость]

сергей

Просмотр профиля 2.6.2008, 9:17 Сообщение #18


Новичок


Группа: Experts
Сообщений: 6
Регистрация: 24.4.2008
Пользователь №: 1 043

Попытка 2,вернусь к началу.1-Процессы в а.з.(при которых случилось 3 АЗ)объективны,подтверждены моделированием и не являются следствием взаиморасположения ОР СУЗ и камер АКНП,что подтверждено по сути" Технической справкой.."Курч.инст. 2-По прежнему "смущают" ТКР на зоне из ТВСА.В свое время в проекте(далее в регламенты)были заявлены следующие ДОПУСТ.величины ТКР:по топл. от -2до-3.2(10-5),по тн от -0.36 до -7.4(10-4),по плотн.от 0.3 до 3.4(10-1),по мощн. от-5 до -8(10-6)Для твса изменили:по топл.-3.75--2.24(10-5)по тн -7.07--0.11(10-4),по плотн. 0.26-3.31(10-1).НО,после известных событий было выполнено моделирование ДЛЯ 20эфф.сут. для блока "Н"-ской АЭС ТКР по тн -34,97(10-3!),по топл. -2.62 (-3).Думаю,рассказывать о управлении аппаратом с возможным выходом реактивности (за счет более выраженных О.С.)сравнимым с Вэфф. не нужно?3- Модернизации АКНП это всего лишь попытка "не заметить" процесс,что может "удружить" при реальных отказах.4-Изменения алгоритмов УПЗ-вещь того же порядка.Система должна работать,когда для этого есть предпосылки!По сути это тоже самое,что отключить систему АЗ,что-бы избежать ложной работы.А ,если в этот момент реальная авария?4-Имеют место быть ГОРАЗДО более выраженные О.С.Кто-то озаботился внесением изменений в ЭКСПЛ.ДОКУМ.?Само протекание процессов становится другим!А средства и ввозможность влияния на реактивность -прежними.Более того возникают новые "особенности" подлючения ГЦН,подпитка ПГ от АПН в пусковых интервалах и т.д.Такое впечатление,что должного научного сопровождения нет.Чего ждем?

Уважаемый Сергей! Радует твоя озабоченность!
Ну сделай или предложи сам что нибудь ,а что на в небо то грозить и бумжным мечем махать!
Речь идет чисто аппаратурных недостатках
А тема изначально была поднята о разных типах ТВС. Почему период и тд
Еще раз повторюсь : не зависит какие ТВС в зоне ТВС -2 или ТВСА Тип топливной матрицы все решает
Поэтому что у вас АКНП капризничает,это от типа ТВС не зависит
Занимайтесь настройкой камер лучше ,корректируйте таррируйте и пр. "Изучайте матчасть солдат" как говорил мой комвзвода.
А моделирование свое можете оставить для студентов или отложить для лапши на уши ГАНу или различных ТОБов
Все ньюансы и детали в модели не учтешь

[сергей]

Бумажный меч в бумажных ножнах.Не в привычке "махать" чем-нибудь.Вопросы остаются.По Вашей логике коды,используемые для оценки процессов ,в том числе проектировщиками не адекватны?А загрузку на новую компанию вообще можно не считать?Ведь все равно модель ,не учитывает всего.Не так давно на этом же форуме обсуждались эффекты реактивности.Сравните "старые"значения с новыми.Я ,к сожалению,уже более 20 лет в ядренной энергетике,но занимаюсь эксплуатацией.Увы,сравнивая уровень подхода много лет назад и сейчас- иллюзий нет.Раннее Принятие решения-был процесс"обгложенный" до косточки,с конкретными людьми ,ОТВЕЧАЮЩИМИ за РЕШЕНИЕ.Сформулирую понятнее,при новых коэфф. реактивности,обусловленных характеристиками нового топлива,но при старых средствах влияния на реактивность,кто-то озаботился ОБОСНОВАНИЕМ?Или во-всем ,будет опять виноват персонал?

[чуть в курсе]

был чуть в курсе задачи про АКНП и УПЗ/АЗ
не вижу связи то проблемы с типом используемого топлива (ТВСА или ТВС-2)
Максим из Киева [сдается, я знаю этого хорошего человека ] правильно разложил проблему - правильнее всего менят алгоритм срабатывания АЗ (увы, изменением алгоритма движения УПЗ проблема не снималась). Моделирование по разным 3d динамическим программам дает одно и то же. Но вопрос - как поменять этот алгоритм, чтобы не навредить - это другой специальный вопрос.
Как я понимаю, Сергей взывает к адекватному научному руководству - точно, это именно такой вопрос! Но есть вопрос, например, как российские науч. орг. могут помочь украинским коллегам? Нужны контрактные взаимоотношения, все такое. Вот эта система сейчас работает сложновато. Хотя и на Украине есть специалисты, могущие решать такие задачи - вот в отделе Максима из Киева по DYN3D хорошо этот процесс разобрали ))
Не понял, в чем беспокойство Сергея - ну, вот такие коэффициенты запаса в новых загрузках. Может поясните, чем виноваты ТВСА, какие новые трудности при таких коэффициентах - все соответствуют проектам же.

[сергей]

Увы, прийдется общаться частями ,очевидно в силу невозможности провайдера,(или нежелания обеспечить передачу постов).Если моделирование .подтверждает процессы,происходящие в АЗ,то в чем смысл изменений АЗ(АКНП)?Ведь процесс ОБЪЕКТИВНО существует!

[сергей]

Озабоченность в следующем.:Я приводил значения ТКР(проектные).Новое топливо имеет другие характеристики,отличающиеся на порядок(иногда на 2!).Когда коэфф.реактивности СЛАБО выражены(10 _-5 _-4),они способствуют саморегуляции.Но,когда они выражены "очень ярко",то в некоторых случаях способны по величине сравняться с Вэфф.Т.Е. речь идет об управляемости установки!

[сергей]

Обычно,рассматривают процессы с увеличением мощности(и ростом Т1к),но существует ряд обратных процессов!Перечень их достаточно велик(откл.ПВД,подкл.ГЦН,подпитка АПН и т. д.)Попробуйте сами оценить изменение Т1к на 10-15 0 С на Сумм.ТКР ,сравнить с Вэфф. и оценить управляемость установки.А ведь множество таких процессов ,с снижением мощности и Т1к ,определяются РЕАЛЬНЫМИ отказами!Т.е. .имея УЖЕ отказ,насколько персонал готов(и есть ли шанс?)уйти от худшего?

[Гость]

Увы, прийдется общаться частями ,очевидно в силу невозможности провайдера,(или нежелания обеспечить передачу постов).Если моделирование .подтверждает процессы,происходящие в АЗ,то в чем смысл изменений АЗ(АКНП)?Ведь процесс ОБЪЕКТИВНО существует!

не, не путайте! Изменения в АКНП - это попытка не заметить процесс. Изменение в уставках АЗ - попытка не перереагировать в неопасных ситуациях.
В "нашем" случае разве страшно, что в течении нескольких секунд период маленький, когда только что мощность снизилась в несколько раз? Да не опасно это, и надежное моделирование это подтверждает. Так давайте сделаем более дифференцированные уставки АЗ, чтобы все-таки можно было реализовать режим УПЗ! Вот в чем предложение

[Гость]

Обычно,рассматривают процессы с увеличением мощности(и ростом Т1к),но существует ряд обратных процессов!Перечень их достаточно велик(откл.ПВД,подкл.ГЦН,подпитка АПН и т. д.)Попробуйте сами оценить изменение Т1к на 10-15 0 С на Сумм.ТКР ,сравнить с Вэфф. и оценить управляемость установки.А ведь множество таких процессов ,с снижением мощности и Т1к ,определяются РЕАЛЬНЫМИ отказами!Т.е. .имея УЖЕ отказ,насколько персонал готов(и есть ли шанс?)уйти от худшего?

да это все понятно. я готов даже посмотреть проектные значения ТКР в новых и старых загрузках. Хотя - ну когда ТКР был на два порядка меньше, чем в новых загрузках?! Наоборот, вроде должно быть, больше обогащения - больше бора - менее отрицательные коэффициенты в новых загрузках, да и вообще, чем нейтронные характеристики ТВСА принципиально отличаются от кассет предыдущих?! ... ну, уточню.
В любом случае, здесь продолжается старый спор - а какие коэффициенты безопаснее. Вы уверяете, что чем меньше по модулю, тем лучше, то же можно написать про наоборот. Ответ - см. анализ безопасности. Если во всех постулированных режимах пределы безопасности соблюдаются, значит все хорошо. На этом построен детерминистский анализ.
И в новых загрузках они соблюдаются, правда? ну и вот. Иначе затем городить огород с этим анализом?! Или вы ссылаетесь на какие-то другие исследования (типа по устойчивости и т.п.) или собственные впечатления - это другой разговор

[сергей]

Сигнал по Т и Р в АЗ берется от АКНП.Если "переделать,что бы не заметить" АКНП,следовательно реально изменится и работа АЗ?

[сергей]

Суть появления на данном форуме и была именно в том,что бы попытаться сравнить характеристики а.з.,насколько они при формировании из ТВСА отличаются от "старой"?Почему то,говоря о пределах безопасности касаемо топлива,часто все сводится к пределам повреждения твэл и все!Но ведь действительно характеристики а.з.(коэфф.реакт.) изменились,а средства воздействия остались прежними.Кол-во ОР СУЗ,скорость перемещения...Насколько выполняется требование по интегр. эффективн. рабочей группы?(Если по отчетам работа РОМ-2 существенно на процесс не повлияла).Очевидно есть необходимость оценить хар-ки а.з. ---протекание (изменение )процесса,а далее определиться с необходимостью(или утешить) коррекции действий персонала?Кстати,интересно сравнить хар-ки а.з. по АНФХ для кампании на 104%,а именно Допл.+К.Р. при частичной разгрузке?

[Красимир Христов]

Суть появления на данном форуме и была именно в том,что бы попытаться сравнить характеристики а.з.,насколько они при формировании из ТВСА отличаются от "старой"?Почему то,говоря о пределах безопасности касаемо топлива,часто все сводится к пределам повреждения твэл и все!Но ведь действительно характеристики а.з.(коэфф.реакт.) изменились,а средства воздействия остались прежними.Кол-во ОР СУЗ,скорость перемещения...Насколько выполняется требование по интегр. эффективн. рабочей группы?(Если по отчетам работа РОМ-2 существенно на процесс не повлияла).Очевидно есть необходимость оценить хар-ки а.з. ---протекание (изменение )процесса,а далее определиться с необходимостью(или утешить) коррекции действий персонала?Кстати,интересно сравнить хар-ки а.з. по АНФХ для кампании на 104%,а именно Допл.+К.Р. при частичной разгрузке?

Я независимый человек /от меня ничего не зависит/, но может бить на форуме ест весомые специалисты. Мое предложение связано с презумпций, что математические модели как правило отличаются от реальных процессов.
Летом почти на всех блоках ест ППР, а проблемы с УРБ и АКНП происходят в конце кампаний /после 100 эф сутки/. Идея такая: Вместо плавного останова ЕБ сначала сделать
УРБ и архивировать все возможные параметры процесса Если сработает АЗ, это не беда, все равно остановка РУ в плане. Если нет АЗ все продолжается по плану. Конечно необходима тщательная подготовка эксперимента и согласование. Анализ архивов на насколько блоков покажет много. Уверен что это не Чернобыльская идея!!!

[сергей]

Подобная работа была выполнена на блоке ,уходящем в ППР.Но ,кажется преследовалась несколько отличающаяся цель:менялся период обсчета по модели АКНП,с тем что бы уйти от "немотивированного"АЗ,а по сути предыдущих вопросов пока ответа нет.Если увижу отчет обязательно поинтересуюсь.Пока вопросы остаются.

[AtomInfo.Ru]

О кассетах откровенно

На вопросы электронного периодического издания AtomInfo.Ru отвечают заместитель главного конструктора ОКБ "Гидропресс" Иван Никитович ВАСИЛЬЧЕНКО и начальник отдела разработки активных зон ОКБ "Гидропресс" Сергей Николаевич КОБЕЛЕВ.

http://atominfo.ru/news/air4304.htm

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 11.6.2008, 11:54

[Гость]

О кассетах откровенно

На вопросы электронного периодического издания AtomInfo.Ru отвечают заместитель главного конструктора ОКБ "Гидропресс" Иван Никитович ВАСИЛЬЧЕНКО и начальник отдела разработки активных зон ОКБ "Гидропресс" Сергей Николаевич КОБЕЛЕВ.

http://atominfo.ru/news/air4304.htm

отличная статья, спасибо Редакции!
давно тут в дискуссиях обсуждались + и - разных типов ТВС и все просили откликнуться конструкторов. И вот - большая удача atominfo.ru, и очень хорошая затравка для дискуссии и ругани

[сергей]

Большое спасибо редакции!Эх,так же бы внятно по характеристикам акт.зоны...

[Дмитрий]

Хотелось бы теперь услышать мнение ОКБМ и их комментарии по поводу сказанного в их адрес.

[Гость]

Хотелось бы теперь услышать мнение ОКБМ и их комментарии по поводу сказанного в их адрес.

Берет большое сомнение, что они это сделают.

[Гость из России]

Берет большое сомнение, что они это сделают.

Широко культивирующиеся рассказы о всесильной нижегородской мафии преувеличены.
Уверен что ОКБМ изложит свои ответы если их об этом попросят.

[alex_bykov]

Ура! Интервью давно ожидаемое, хотя я с Сергеем Кобелевым так и не успел связаться до командировки, все равно интересно...
Редакция, у вас есть выход на конструкторов ОКБМ, чтобы напечатать их ответ?.. У меня есть возможность связаться с ОКБМ, но только с расчетчиками, при необходимости можно связаться через них.
Надеюсь, обойдется без "сам дурак", т.к. хорошо знаю и уважаю обе фирмы.
И прошу прощения у Ивана Никитича, поскольку "растравил" их нападками на ТВС-2 на форуме

Теперь об АЗ по периоду после срабатывания УРБ:
Раз Макс Яременко написал про моделирование, значит моделировалось нормально и основные эффекты учтены. Ребят я знаю давно, отдел весьма грамотный (в общем-то, нечастая для Украины и для России ситуация).
Обеспокоенность сергея я бы разделил на 2 части:
1-я, собственно касающаяся "отловленных" событий...
Да, в нашем случае наблюдается кратковременное падение периода за счет "обратных связей". Судя по характерным временам, "словили" именно допплер. Но тут не надо забывать, что обратные связи дают эффект значительно меньший исходного, явившегося причиной их проявления, так, эффективность группы УРБ много выше высвобождаемой реактивности при снижении мощности за счет УРБ. Другой вопрос, что динамические процессы, в т.ч. обратные связи, растянуты во времени по-разному. М.б. стоит благодарить модернизацию АКНП/СВРК/ИВС и т.д. за то, что мы, наконец, можем реально видеть, что происходит в активной зоне в динамике? В этом случае менять алгоритм срабатывания АЗ после УРБ, действительно, нужно.
2-я, касающаяся величины обратных связей...
Здесь я солидарен с сергеем, но только в том, что лучше иметь малые по модулю отрицательные коэффициенты при обратных связях. В то же время, по-моему, сергею было неоднократно заявлено, что обратные связи определяются из всей конструкции ТВС только двумя факторами: шагом решетки и уран/водным отношением (а они и у ТВСА, и у ТВС-2 и т.д. очень близки).
Да, иметь серьезную по величине отрицательную обратную связь опасно с учетом возможных режимов с захолаживанием первого контура, но в ТОБах для новых топливных загрузок (и из ТВСА, и из ТВС-2 + переходные к ним) такие режимы рассмотрены в разделе "реактивностные аварии", в т.ч. для конца кампании, когда ОС "наиболее отрицательна". Проблем пока не предвидится, несмотря на "старое" расположение ОР СУЗ. Поверьте на слово, пока страшнее "выстреливания" ОР СУЗ ничего нет...

С уважением

Александр Быков

[AtomInfo.Ru]

Редакция, у вас есть выход на конструкторов ОКБМ, чтобы напечатать их ответ?.. У меня есть возможность связаться с ОКБМ, но только с расчетчиками, при необходимости можно связаться через них.

Нет, у нас нет пока нет выхода на ОКБМ. Изыскиваем такие возможности.

Если перешлете им ссылку на статью, будем Вам весьма признательны.

[сергей]

По части1,абсолютно согласен с тем,что лучше видеть процесс,особенно реальный.Поэтому насторожило стремление менять модель АКНП и т.д.Что касается ч2 и обратных связей,мне кажется существует некоторая недооценка.Если рассматривать абстрактную Р.У. без связи с системами регулирования,управления только с точки зрения физики действительно высвобождаемая после УРБ за счет обратных связей реактивность невелика.Но на реальной промышленной установке(ВВЭР)именно величина и время проявления эффектов могут сильно "огорчить",если характеристики регулирования по времени" не успевают"за эффектами.Например:отключение ТПН ведет к УРБ и последующей разгрузке,но если после работы УРБ Допплер по величине будет значителен,то оставшегося ТПН в динамике может не хватить для того ,чтобы не" просадить"уровни в ПГ до отключения ГЦН,включения АПН и т.д.Абсолютно согласен с тем,что обратные связи определяются шагом решетки и ур.\водн. соотношением,ну может еще наличием-отсутствием конструкц. материалов при изменении конструктива.Смутило обсуждение в этом же форуме конструктива ТВС.Помните?ТВС-2\ТВС-2М 1.575\1.805 кг топлива в твэле.Поэтому и заинтересовали отличия в хар-ках а.з.,есть ли?насколько?требуется ли корректировка действий персонала(инструкций)?возможно необходима коррекция технических средств и условий?

[alex_bykov]

Нет, у нас нет пока нет выхода на ОКБМ. Изыскиваем такие возможности.

Если перешлете им ссылку на статью, будем Вам весьма признательны.

Переслал ссылку на Володю Болнова (одного из создателей расчетного кода ТИГР) с просьбой передать конструкторам, поскольку более-менее плотно работаю только с ним. Жду ответа.

[alex_bykov]

По части1,абсолютно согласен с тем,что лучше видеть процесс,особенно реальный.Поэтому насторожило стремление менять модель АКНП и т.д.

Менять модель АКНП, да ни в коем случае... Физика, она и в Африке физика. А вот реакцию АКНП (т.е. алгоритм работы) при определенных режимах, в т.ч. УРБ, корректировать нужно. Если бы отрасль была "побогаче", я бы со стороны эксплуатации заказал бы упреждающие расчеты на адекватных динамических моделях, чтобы знать заранее "где грабли лежат" при штатной работе систем регулирования, поскольку системы контроля и регулирования уже "видят" процессы в активной зоне в реальном масштабе времени, а вот алгоритмы срабатывания АЗ/ПЗ/УРБ и т.д. в них пока "старые", "заточенные" под "ориентацию на среднее значение"...

Что касается ч2 и обратных связей,мне кажется существует некоторая недооценка.
Если рассматривать абстрактную Р.У. без связи с системами регулирования,управления только с точки зрения физики действительно высвобождаемая после УРБ за счет обратных связей реактивность невелика.
Но на реальной промышленной установке(ВВЭР)именно величина и время проявления эффектов могут сильно "огорчить", если характеристики регулирования по времени" не успевают"за эффектами. Например:отключение ТПН ведет к УРБ и последующей разгрузке, но если после работы УРБ Допплер по величине будет значителен, то оставшегося ТПН в динамике может не хватить для того ,чтобы не" просадить"уровни в ПГ до отключения ГЦН, включения АПН и т.д.

Грамотный пример, только он касается не изменения физики, а, как я написал выше, того, что мы начали видеть не "смазанную" картину, а динамику в реальном времени. Есть веские основания полагать, что такой же она была и раньше (думаю, есть и обоснования, но в руки они мне пока не попадались - занят не этой темой). Вот поэтому и надо думать, как переориентировать алгоритмы работы систем безопасности с учетом того, что мы начали "видеть" реальные процессы, а эффективности (и времени срабатывания) этих систем хватает с большим запасом. Другой вопрос, как это сделать... и тут, как мне кажется, следование алгоритмов работы СБ за реальным процессом может как раз привести к худшим результатам, чем следование за "средним", например, к серьезному перерегулированию РУ...

Абсолютно согласен с тем,что обратные связи определяются шагом решетки и ур.\водн. соотношением,ну может еще наличием-отсутствием конструкц. материалов при изменении конструктива.Смутило обсуждение в этом же форуме конструктива ТВС.Помните?ТВС-2\ТВС-2М 1.575\1.805 кг топлива в твэле.Поэтому и заинтересовали отличия в хар-ках а.з.,есть ли?насколько?требуется ли корректировка действий персонала(инструкций)?возможно необходима коррекция технических средств и условий?

Боюсь, что развернутый ответ на ваши вопросы я уже дать не в состоянии, но, насколько я знаю, данный форум читают представители ОКБ ГП и ТВЭЛа, так что вопросы можно переадресовать.
Отличия в характеристиках АкЗ при внедрении нового топлива конечно есть, но я бы не назвал их радикальными, поскольку та же гонка за увеличением загрузки урана в зоне (рост массы твэла) сопровождается внедрением в топливо выгорающего поглотителя и т.д. Все вопросы, как правило, прорабатываются комплексно. По поводу характеристик АЗ, они определяются в основном полем, в котором будут двигаться СУЗы, т.е. схемой загрузки зоны. Наиболее радикальное изменение на ВВЭР-1000 произошло при переходе с компоновок out-in на in-out с одновременным увеличением глубины выгорания (начало 90-х), тогда обоснования показали, что запасов хватает. С тех пор ничего радикально не поменялось.
По остальным вопросам желательно, чтобы вам ответили спецы, а не я.

[сергей]

Согласен с Вами почти на 100%!Упреждающие расчеты на адекватных моделях,по моему мнению,должны предшествовать принятию решения о использовании топлива.Только тогда можно будет реально понимать происходящее и при необходимости вносить изменения.Действительно динамика по характеру была такой же и раньше.По крайней мере по ссылкам (PHARE исслед.проект SRR 1\95 1995г.)-УПЗ рассматривался как международная тестовая задача и обсчитывался по нескольким программам -картина протекания процесса идентична,но "выбег "мощности по величине после УПЗ меньше,чем скажем при моделировании УПЗ на ХАЭС,при условии не срабатывании АЗ.Я не могу оценить ,чем вызвана разница так как не владею данными по характеристикам ,заданным в тестовой задаче и хар-ам для конкретной кампании,в конкретный момент времени для ХАЭС.НО могу предположить,что в 1995 году тестовая задача обсчитывалась не для а.з. из ТВСА.К сожалению другой информации для сравнения не сумел найти.

[Красимир Христов]

Сергей Бунтман,
Радиостанция "Эхо Москвы",
2 июня 2001
Интервью с министром по атомной энергии Александром Румянцевым
...................Мы же 25 лет этим и занимаемся со своим топливом. И рециклируем, и продаем рециклированное топливо.
................... Ну, успокою сразу же. Во-первых, это никакие не отходы. Это как раз рециклированное ядерное топливо, по условиям договора с Сименсом на Электростальском машиностроительном заводе из него делаются сборки для зарубежных атомных станций. Они ввозились в соответствии со всеми нормами и правилами по ядерной безопасности и по транспортировке таких грузов. Кто запустил в эфир, что это какие-то отходы, я не знаю, потому что НТВ специально разбиралось с этим вопросом, специально приезжало в Электросталь, и им были показаны эти контейнеры, и было показано это топливо, и они могли подойти к нему, и в принципе можно потрогать, ну потом руки помыть, как после обычного свинца, руки рекомендуется мыть при соприкосновении с любыми тяжелыми металлами. Это контракт, который мы показывали и журналистам. Это успешно идет сотрудничество по линии Сименса и нашего этого АО ТВЕЛ.

ВОПРОС: 1.Есть ли в производстве ТВС на базе рециклированного топливо для ВВЭР 1000?
2.Чем отлчаются ТВС на базе рециклированного топливо от обычных?
3.Правда ли, что рециклированные светят сильнее?

[Гость]

Должны быть активнее. В них есть уран-шестой.

[alex_bykov]

1.Есть ли в производстве ТВС на базе рециклированного топлива для ВВЭР-1000?

Не в серии. На блоке 2 Калининской АЭС, насколько я знаю, испытывались (и продолжают пока испытываться) несколько сборок с рециклированным топливом.

2.Чем отлчаются ТВС на базе рециклированного топливо от обычных?

Вероятно, практически ничем. Но подробности можно узнать непосредственно у ГК топлива (ОКБМ), здесь я пасую, поскольку сам этой темой непосредственно не занимался.

3.Правда ли, что рециклированные светят сильнее?

Конечно.

Учтите еще один момент. В рецикл сейчас идет топливо 15-20-летней давности, глубина выгорания которого мала. С современным топливом рецикл, скорее всего, будет невыгоден (по крайней мере при ограничении обогащения сверху 5%) - многовато U-4.

[Гость]

ВОПРОС: 1.Есть ли в производстве ТВС на базе рециклированного топливо для ВВЭР 1000?
2.Чем отлчаются ТВС на базе рециклированного топливо от обычных?
3.Правда ли, что рециклированные светят сильнее?

Красимир, поделитесь, плз, мнением людей с Козлодуя про настойчивую деятельность г-на Георгия Косчиева?
Эта не он про регенерированное топливо заявлял в последнее время?
И вообще - чем он так обижен, что борется с Белене и с Козлодуем?
Насколько мне известно, при пуске Козлодуя-5 его многому научили российские атомщики, а теперь он ругает ВВЭРы и поддакивает гринписам...

[Editor-in-Chief]

2.Чем отлчаются ТВС на базе рециклированного топливо от обычных?
3.Правда ли, что рециклированные светят сильнее?

Я беру первый попавший в руки отчёт Курчатника и вижу там такие составы для свежего уранового и рециклированного топлив (в единицах кг/т тяжёлых металлов):

234U - 0 - 1.5E-3
235U - 43.3 - 44.98
236U - 0 - 4.77
238U - 956.7 - 950.25

Первый столбец - изотоп.
Второй столбец - содержание в свежем урановом.
Третий столбец - содержание в рециклированном.

Отсюда ответы:

[2] Отличаются изотопным составом урана.
[3] Правда из-за наличия 234U и 236U.

[Гость]

Я беру первый попавший в руки отчёт Курчатника и вижу там такие составы для свежего уранового и рециклированного топлив (в единицах кг/т тяжёлых металлов):

234U - 0 - 1.5E-3
235U - 43.3 - 44.98
236U - 0 - 4.77
238U - 956.7 - 950.25

Первый столбец - изотоп.
Второй столбец - содержание в свежем урановом.
Третий столбец - содержание в рециклированном.

Отсюда ответы:

[2] Отличаются изотопным составом урана.
[3] Правда из-за наличия 234U и 236U.

+ U-6 - дополнительный поглотитель, его компенсируют дополнительным U-5, как видно из таблицы

[Гость]

Существует ли неразрушающий способ установить изотопный состав
свежего ядерного топливо /в подготовленных для загрузки ТВС/?

[Гость]

Существует ли неразрушающий способ установить изотопный состав
свежего ядерного топливо /в подготовленных для загрузки ТВС/?

А почему нет и рециклированного?

[Editor-in-Chief]

Существует ли неразрушающий способ установить изотопный состав
свежего ядерного топливо /в подготовленных для загрузки ТВС/?

Да, конечно, всевозможная спектрометрия. Так работают, например, инспектора МАГАТЭ.

P.S. Совершенно четко помню виденную своими глазами демонстрацию системы с таким детектором на одной из российских критсборок. Подносишь к ней топливную таблетку, и она определяет ее состав. :-)

Сообщение отредактировал Editor-in-Chief - 17.7.2008, 22:28

[Гость]

Топливные таблетки ДА, но через циркониевой трубки?
Тем более когда трубка почти недоступная?

[alex_bykov]

Топливные таблетки ДА, но через циркониевой трубки?
Тем более когда трубка почти недоступная?

Сканятся элементарно. В России такую спектрометрическую аппаратуру выпускает, например, Снежинск. В мире полно аналогов.

[Гость]

Топливные таблетки ДА, но через циркониевой трубки?
Тем более когда трубка почти недоступная?

на российских АЭС есть отдел с названием что-то типа Учет и Контроль Ядерных Материалов
Придумано недавно, но их задача - учет всех изотопов (!) как в бухгалтерии, сколько на входе, сколько - на выходе.
Возможности неразрушающего контроля изотопного состава ТВС есть, на всех ли АЭС - не знаю, но на заводе есть. Технически доступно.
некоторые новые технологии продвигает ФЭИ - на основе анализа запаздывающих нейтронов.
Регенерат определить не сложно - наличие U-232 и U-234.
Думаю, что сборки с регенератом должны транспортироваться в специальных контенерах, особые меры при погрузке-разгрузке.
И это не говоря уже про маркировки...

[Гость]

на российских АЭС есть отдел с названием что-то типа Учет и Контроль Ядерных Материалов
Придумано недавно, но их задача - учет всех изотопов (!) как в бухгалтерии, сколько на входе, сколько - на выходе.
Возможности неразрушающего контроля изотопного состава ТВС есть, на всех ли АЭС - не знаю, но на заводе есть. Технически доступно.
некоторые новые технологии продвигает ФЭИ - на основе анализа запаздывающих нейтронов.
Регенерат определить не сложно - наличие U-232 и U-234.
Думаю, что сборки с регенератом должны транспортироваться в специальных контенерах, особые меры при погрузке-разгрузке.
И это не говоря уже про маркировки...

От куда попал U 232 ?

[Editor-in-Chief]

От куда попал U 232 ?

В уране 232U останется потому, что выделяется при переработке химический элемент уран, а не отдельные его изотопы.

Каким образом 232U может образоваться в реакторах типа ВВЭР, чье ОЯТ служит сырьем при получении регенерированного урана? Например, таким:

1) 235U (n,2n) 234U (n,2n) 233U (n,2,n) 232U
2) 236Pu (alpha) 232U

Вероятности всех этих реакций достаточно малы, и концентрация 232U должна быть ничтожной. Зато у него огромная для уранов альфа-активность (период полураспада менее 70 лет).

Насколько заметной станет активность 232U в регенерате? Надо или считать, или спросить комментарий людей, которые этими вопросами занимаются профессионально. Для первого я уже староват, второе при оказии обязательно сделаем, т.е. спросим.

[Красимир Христов]

В уране 232U останется потому, что выделяется при переработке химический элемент уран, а не отдельные его изотопы.

Каким образом 232U может образоваться в реакторах типа ВВЭР, чье ОЯТ служит сырьем при получении регенерированного урана? Например, таким:

1) 235U (n,2n) 234U (n,2n) 233U (n,2,n) 232U
2) 236Pu (alpha) 232U

Вероятности всех этих реакций достаточно малы, и концентрация 232U должна быть ничтожной. Зато у него огромная для уранов альфа-активность (период полураспада менее 70 лет).

Насколько заметной станет активность 232U в регенерате? Надо или считать, или спросить комментарий людей, которые этими вопросами занимаются профессионально. Для первого я уже староват, второе при оказии обязательно сделаем, т.е. спросим.

На нашем сайте ест, на мой взгляд интересный материал:http://www.kznpp.org/bg/main.php?cont=4&PHPSESSID=faea1f36ad197dd009b41e95ea2d4f53

[Гость]

Материал действительно классный, зато неизвестен.
Разработка российская, наверно где-то ест на русском языке.
Просьба: Переведите или найдите оригинала!

[Editor-in-Chief]

Существует ли неразрушающий способ установить изотопный состав
свежего ядерного топливо /в подготовленных для загрузки ТВС/?

С удивлением узнал сегодня, что буквально на одном этаже с баром, куда я периодически захаживаю покофейничать, специалисты читают лекции по программе повышения квалификации, в том числе, и по интересующему Вас вопросу.

Постараемся получить их комментарий по Козлодую. Правда, скорее всего, он будет анонимным.

[Красимир Христов]

С интересом прочитаю. Благодарности всем!

[Красимир Христов]

<http://npc.sarov.ru/issues/purisks.html>
Книга „Риски распространения и проблема энергетического плутония”

18.1. Рециклированный уран в ядерном топливе легководных реакторов
Для использования в ядерном топливе легководных реакторов PWR рециклированный уран должен быть подвергнут обогащению. При этом одновременно с его обогащением по изотопу U-235 происходит и обогащение по изотопу U-236, хотя относительный уровень обогащения по U-236, конечно, меньше, поскольку эффективность разделения изотопов определяется различием массовых чисел этих изотопов и массового числа основного изотопа урана - U-238.

При обогащении трехкомпонентной смеси изотопов урана (1 % U-235, 0,5 % U-236, 98,5 % U-238) до уровня 4,1 % по изотопу U-235, содержание U-236 в продукте обогащения составит 1,55 %. При этом в процессе обогащения 1 кг "сырья" позволяет получить 0,2 кг "продукта", то есть рециклированный уран, полученный из ОЯТ реакторов PWR, достаточен для производства только 20 % необходимого количества свежего ядерного топлива. Остальные 80 % топлива должны быть произведены на основе природного урана.

Далее возможны два основных варианта. В первом варианте 20 % свежего ядерного топлива полностью производятся на основе рециклированного урана и используются для сжигания в части реакторов PWR (в этом случае свежее урановое топливо содержит 4,1 % U-235, 1,55 % U-236 и 94,35 % U-238). Следует отметить, что появление изотопа U-236 в составе ядерного топлива приводит к некоторому ухудшению его размножающих свойств, что потребует для компенсации увеличения содержания в топливе делящегося изотопа U-235. Поскольку для нашего анализа это, однако, несущественно (требуемая компенсация невелика), то мы проводили сравнение при одинаковом уровне обогащения свежего топлива по U-235.

Во втором варианте свежее топливо, произведенное на основе природного и рециклированного урана, "равномерно" перемешивается и используется во всем парке реакторов PWR (в этом случае урановое топливо содержит 4,1 % U-235, 0,31 % U-236 и 95,59 % U-238).

ВОПРОС: Какой вариант использован при производстве ТВСА загружаемые на 2
блоке Калининской АЭС? Думаю, в етом году вся АЗ будеть заполнена. Правда?

[Воронин СА]

Топливные таблетки ДА, но через циркониевой трубки?
Тем более когда трубка почти недоступная?

Существует два метода неразрушающего контроля изотопного состава
на основе гамма и нейтронной спектрометрии
по характеру спектра и пристрелянным кривым на определенные материалы или сборки
определятся примерный(15-20 %) изотопный состав, обогащение
Приборы уже давно существуют,но ошибка достаточно велика поэтому особой популярности на предприятиях Атомпрома нет
Буржуи широко используют и развивают эту технологию
У нас только ФЭИ (Обнинск )этим занимается

[Красимир Христов]

Существует два метода неразрушающего контроля изотопного состава
на основе гамма и нейтронной спектрометрии
по характеру спектра и пристрелянным кривым на определенные материалы или сборки
определятся примерный(15-20 %) изотопный состав, обогащение
Приборы уже давно существуют,но ошибка достаточно велика поэтому особой популярности на предприятиях Атомпрома нет
Буржуи широко используют и развивают эту технологию
У нас только ФЭИ (Обнинск )этим занимается

Вопрос: Ест ли в мировой практике аппаратура способная измерить
изотопный состав топливных таблеток в уже смонтированной ТВС?

[Воронин СА]

Вопрос: Ест ли в мировой практике аппаратура способная измерить
изотопный состав топливных таблеток в уже смонтированной ТВС?

Лет семь назад ,с помощью переносного спектрометра (на основе уран плутониевого детектора) ФЭИ проводили оценочные измерения обогащение нескольких сборок ТВС перед загрузкой в исследовательский ВВР реактор с целью оценить погрешность метода.Результаты были очень хорошими.
На наших АЭС руководство к этим средствам относится скептически,доверяют поставщику топлива,поэтому и спроса на эти спектрометры нет.
Насколько продвинулась сейчас наука, я не знаю.
При желании можно поинтересоваться в соответствующих отделах ФЭИ.
Что касается мировой практики я уверен ,буржуи в этом поднаторели
Насколько мне известно ,Лос Аламос лаборатория очень плотно занимается этой проблемой, разрабатывает соответвующие приборы

[Гость]

С. ТРАНКОВСКИЙ.
Исследователи из обнинского Физико-энергетического института разработали прибор для активного неразрушающего анализа радиоактивных веществ. Он умеет точно определять состав образцов, состоящих из радиоактивных изотопов и осколков множества веществ, чего пока не может ни один другой прибор в мире. От точности такой информации зависят безопасность и экономическая эффективность процедур всей технологической цепочки ядерного топливного цикла. Пригодится прибор и для систем обнаружения радиоактивных материалов, в том числе и при их нелегальной перевозке.
Неразрушающие технологии изотопного анализа существуют давно, но все они грешат рядом серьезных недостатков. Пассивные способы (регистрирующие продукты деления ядер радиоактивных веществ) становятся неэффективными при поиске изотопов, перевозимых, к примеру, рядом с легальным ядерным грузом или помещенных в контейнер из материала, поглощающего излучения. Для анализа глубины выгорания топлива тепловыделяющих сборок они вообще не годятся из-за радиоактивного фона, создаваемого образовавшимися при делении энергетического урана активными веществами. Поэтому для получения более точных данных о составе облученно го ядерного топлива приходится применять еще и дорогостоящие косвенные методы.
В основе активных методов лежит "подсветка" материалов потоком нейтронов или гамма-квантов и регистрация возникающих при реакции с ними излучений, в том числе мгновенных и запаздывающих (возникающих при делении дочерних ядер) нейтронов. (Аналогичным образом, кстати, работает гамма-квантовый миноискатель, разработанный в ФИАНе. См. "Наука и жизнь" № 6, 2002 г.) Однако до сих пор с помощью активных методов можно было определять лишь количественный состав образцов, к тому же содержащих только один радиоактивный изотоп.
Новый метод в корне меняет ситуацию. Аппаратура наших исследователей мало отличается от изделий их зарубежных коллег, но физики из Обнинска ввели критерий, позволяющий точно различать формы кривых спада интенсивности частиц, возникающих при делении ядер с разным нуклонным составом, а значит, и определять изотопный состав материалов, содержащих несколько делящихся веществ. Другой важный элемент методики - специально разработанный математический аппарат для обработки полученной информации. Все это, по словам руководителя разработок Владимира Пиксайкина, позволит России еще долго оставаться мировым лидером в области неразрушающего изотопного и количественного анализа.
По материалам агентства stra.teg.ru.

[Красимир Христов]

На Калининской АЭС досрочно завершен средний плановый ремонт энергоблока №2. Как сообщили на КАЭС, второй энергоблок включен в сеть 16 августа - на 2 суток раньше запланированной даты.

Вопрос: На первом блоке стандартные ТВСА, а на втором рециклированные ТВСА. Ест ли существенные различия НФ параметров ?

[Гость_сергей_*]

Если,возможно то отвечу без звездочек и кавычек?мОЙ ПРОВАЙДЕР СЕГМЕНТИРОВАЛ СЕТКУ,по -этому ,к сожалению не могу войти ,как сергей.На текущей момент ,чтобы,уйти от АЗ было выполнено только изменение дискретизации по времени(0.1-0.5)с в АКНП в диапозоне 25-75%ном.Как бы ,проблема ушла(?),но период ,при Этом был ,около 12с....Вопрос остается????

[AtomInfo.Ru]

Уважаемый Гость_сергей_*!

Пожалуйста, зайдите сюда

http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=475

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 24.1.2009, 12:15

[иван]

Хотелось бы теперь услышать мнение ОКБМ и их комментарии по поводу сказанного в их адрес.

Если в реакторе возникнут условия Максимальной Вибрационной Аварии , какая была на 2-м блоке Кольской АЭС, когда твэлы и нижние дистанционирующие решетки разрушили друг друга, нижние хвостовики твэлов истерлись до толщины спички и отломались. При этом твэлы в своей нижней части бились друг о друга оболочками. То хуже ТВС придуманной Гидропрессом будет вести себя такая же ТВС, но с твэлами придуманными ВНИИНМом.
Куда не двигай циркониевую дистанционирующую решетку, а все равно она срелаксирует, натяга не будет и ее фреттинг и разрушение ближайших к нижнему хвостовику ДР будет определяться истиранием нижнего хвостовика толщина стенки которого, в данном случае всего 0,4мм. У ТВС ОКБМ нижнюю опорную решетку дополняет стальная нерелаксирующая в реакторе решетка и если завод своими "пулями" не раздорнует эту решетку при сборке ТВС, то есть надежда, что она удержит твэлы при Максимальной Вибрационной Аварии. Впрочем аварии случаются нечасто (пока много реакторов не построено), авторы ТВС и твэла с тоненькой оболочкой -люди в возрасте. Да и я -старый хрыч давно на пенсии. На наш век хватит.

[сергей]

Это сценарий "Ужасов нашего городка"?Какой выпуск?Дайте,пожалуйста ,определение "Макс.Вибр.Аварии".Уточните,когда она случилась(если случилась)?
Твэлы ,воюющие с решетками - круто!Отломавшиеся хвостовики - еще круче..Это же какие перекосы по зоне были в процессе...и что никто не увидел?А какой активности по йоду в 1к удалось достичь...и что просто смотрели?И по приводам в процессе останова замечаний не было?А как перегрузку делали?Как "железяки" из контура вылавливали?Сколько персонала "пережгли"?Или все было немного не так?Или не там?

[alex_bykov]

Это сценарий "Ужасов нашего городка"?Какой выпуск?Дайте,пожалуйста ,определение "Макс.Вибр.Аварии".Уточните,когда она случилась(если случилась)?
Твэлы ,воюющие с решетками - круто!Отломавшиеся хвостовики - еще круче..Это же какие перекосы по зоне были в процессе...и что никто не увидел?А какой активности по йоду в 1к удалось достичь...и что просто смотрели?И по приводам в процессе останова замечаний не было?А как перегрузку делали?Как "железяки" из контура вылавливали?Сколько персонала "пережгли"?Или все было немного не так?Или не там?

Сергей, судя по всему, Вы - эксплуатационник. Максимальная вибрационная авария, я думаю, "внутреннее" обозначение для случаев вибрации кассеты, например, при отключении одной из петель и соответствующим ему перетокам между кассетами, но тут уж слово автору, что имелось ввиду.

По моим сведениям (неполным, увы), российские кассеты никогда не просчитывались на собственные частоты каркаса/твэла и т.д. и их совпадение с основными частотами РУ и оборудования (в частности - ГЦН).

Примеры приводить не буду, все это случаи контрактные и ничего хорошего в их распространении нет, но, поскольку Вы из Украины, поищите в материалах совместных комиссий ТВЭЛа и НАЭКа - узнаете много интересного.

[сергей]

Ув.,Алексей.Хотелось бы ясности.Когда обсуждается СВРК,или ,скажем,особенности эксплуатации ТВС,другие вопросы,ну очень хочется внятности.Предлагаемый случай,не мог не оставить последствий.Были последствия-будут ссылки.(На акты расследования,классификацию случая по шкале и т.д.)Если "имело место быть"-Будут и протоколы и принятые по случаю решения.Где?Я могу сбросить акты по" ползущим" решеткам,"посторонним" предметам,НО при таком представлении события -последствия должны быть на порядок выше?Даже Я (эксплуатационник) могу сбросить ссылки на интересные работы(авторефераты на соискание..)по оценке вибросостояния р-ра и вку.Но таки хочется прямых ответов(может ,именно для этого закрытый клуб создавать?).Вопросы просты:Когда,Где,При каких обстоятельствах,При каких последствиях,При каком протекании процесса(для меня это самое интересное)?

[сергей]

Кстати,раз (все мы здесь сегодня собрались).По оценке процессов в модели СВРК.Все-таки ,раннее предполагалось,что при Nтек. меньше Nдоп.(от числа ГЦН) Кvi,тек.доп.меньше,либо равно Кviдоп.*Ф,где Ф=1/(0.83*Nтек./Nдоп.+0.17). И Nтек.=Nдоп.*1.35/Кq max.По сути подход совпадает,-кажется изменилась методология.

[AtomInfo.Ru]

может ,именно для этого закрытый клуб создавать?

От администрации. Мы можем создать любое количество закрытых клубов на форуме по запросу посетителей. Подавайте заявки!

[alex_bykov]

Сергей, подобные вещи "делают тихо", ибо шумиха здорово вредит репутации поставщика топлива. Маленькая подсказка "где искать": на части украинских блоков была кассета в опытной эксплуатации, которая в промэксплуатацию так и не пошла...
Ремарка: как Вы думаете, с какого бодуна бывший мой отдел в НАЭКе и ОЯБы как минимум 2 украинских АЭС настояли, чтобы ТВС-М перевели назад на шплинтовку?

[сергей]

В том то и дело,что при таких описаниях процесса" следы" будут обязательно!Пусть "мягко",тихо,уклончиво ,но будут.Как ,например интересный акт 2001 года о результатах дополнительного осмотра 43 кассет и другие.

[alex_bykov]

В том то и дело,что при таких описаниях процесса" следы" будут обязательно!Пусть "мягко",тихо,уклончиво ,но будут.Как ,например интересный акт 2001 года о результатах дополнительного осмотра 43 кассет и другие.

Ну, вот и почитайте... Особенно приложения.

[сергей]

Так приложения.....Это и есть "самое вкусное".

[AtomInfo.Ru]

Совершенно логичное предложение прозвучало.
Ветка про Вестингауз и Украину открыта вновь. Посты про Вестингауз перенесены из этой темы туда.

[www]

Подскажите п-та, скока стоит нынче одна ТВС для PWR (ВВЭР) на международном рынке?

Ну примерно...

Спасибо.

[alex_bykov]

Подскажите п-та, скока стоит нынче одна ТВС для PWR (ВВЭР) на международном рынке?

Ну примерно...

Спасибо.

От полумиллиона долларов и выше для обогащения около 4% и массы по урану около 0.5 т. Естественно, зависит от конструкции, веса и обогащения. "Калькулятор" тут или тут, текущие цены на составляющие с запаздыванием в 2 недели (кроме фабрикации) тут.

[www]

От полумиллиона долларов и выше для обогащения около 4% и массы по урану около 0.5 т. Естественно, зависит от конструкции, веса и обогащения. "Калькулятор" тут или тут, текущие цены на составляющие с запаздыванием в 2 недели (кроме фабрикации) тут.

То биш $500К одна штука?

Мне просто стало интересно, на сколько миллионов угробили топлива на Oconee NPP, когда с БЗТ придавили кассеты.

[Editor-in-Chief]

угробили топлива на Oconee NPP, когда с БЗТ придавили кассеты.

А можно подробностей? Хотя бы в личку?

[Strange]

[AtomInfo.Ru]

Strange,

спасибо за фото!

[www]

Strange,

спасибо за фото!

Можно ли сказать, что принцип посадки как на ВВЭР "шар-по-конусу" решает эту птоблему? Были ли на ВВЭР такие случаи, когда после загрузки ТВС оказывались посаженными не в ровень. Я помню, что мы проверяли повысотку после окончания загрузки, но были ли такие инциденты на ВВЭР.

То есть, можем ли сказать, что такие ошибки исключены проектным решением?

[alex_bykov]

Можно ли сказать, что принцип посадки как на ВВЭР "шар-по-конусу" решает эту птоблему?

Нет, нельзя. Скорее "шар по конусу" решает вопрос точного центрирования и вертикального ориентирования ТВС в зоне.

Были ли на ВВЭР такие случаи, когда после загрузки ТВС оказывались посаженными не в ровень. Я помню, что мы проверяли повысотку после окончания загрузки, но были ли такие инциденты на ВВЭР.

Повысотку и на ВВЭР приходилось проверять в 90-х годах, когда массово ТВС искривлялись. Тогда и выяснили, что при длительном облучении "нарываемся" на ухудшение свойств пружинного блока в головке ТВС вплоть до полного смыкания витков (разновысотность вызвана в первую очередь этим фактом). Итог - в пружинном блоке сейчас используются другие стали.
Из не слишком достоверных источников знаю один случай доработки повысоток в посадочных гнездах после сборки имитационной зоны и один случай устранения овальности посадочных гнезд на том же этапе.

То есть, можем ли сказать, что такие ошибки исключены проектным решением?

Думаю, да. Дело в том, что усилие от верхнего блока, появляющееся при сборке реактора, передается не на твэлы, а только на каркас ТВС (твэлы не являются элементами каркаса и достаточно свободно проскальзывают в дистрешетках, закреплены только в нижней решетке и имеют некоторый запас до "утыкания" в головку ТВС). + Тот же пружинный блок в головке. В кассетах Вестингауза (про остальные не говорю в связи с еще меньшим их знанием) твэлы создают куда большую часть жесткости ТВС, чем каркас - они не закреплены внизу и все усилия, передаваемые на каркас, неизбежно через дистрешетки (в них твэлы зажаты гораздо жестче чем у нас - нужно обеспечить их невыпадение и невсплытие) передаются на твэлы.

[barvi7]

По следам обсуждения вопроса с работой новых АКНП в режиме УПЗ на ВВЭР-1000 и достижения уставки АЗ по периоду роста мощности..
1. В сообщении № 8
«В "нашем" случае разве страшно, что в течении нескольких секунд период маленький, когда только что мощность снизилась в несколько раз»
Системы должны быть спроектированы в соответствиями с НТД. Условия срабатывания АЗ описаны в ПБЯ: при достижении уставки по периоду (реактивности).
Как вела себя мощность до достижения уставки по периоду не имеет значения (см. ПБЯ).
2. В сообщении № 25
«По крайней мере по ссылкам (PHARE исслед.проект SRR 1\95 1995г.)-УПЗ рассматривался как международная тестовая задача и обсчитывался по нескольким программам -картина протекания процесса идентична, но "выбег "мощности по величине после УПЗ меньше, чем скажем при моделировании УПЗ на ХАЭС,при условии не срабатывании АЗ.Я не могу оценить, чем вызвана разница так как не владею данными по характеристикам ,заданным в тестовой задаче и хар-ам для конкретной кампании, в конкретный момент времени для ХАЭС.НО могу предположить, что в 1995 году тестовая задача обсчитывалась не для а.з. из ТВСА.К сожалению другой информации для сравнения не сумел найти.»
В указанном проекте PHARE моделировалась работа УПЗ по различным кодам при этом время падения группы УПЗ более 3 сек, а для УПЗ на ХАЭС-2 моделируется 1,8 сек, в действительности группа УПЗ падала 1,3 сек, что видно из графика падения мощности. Время падения и эффективность группы УПЗ является определяющими для оценки величины падения мощности. Значения коэффициентов ОС по топливу и теплоносителю (а также их постоянные времени) вместе с временем падения группы УПЗ определяют величину обратного хода мощности. Чем быстрее падает группа – тем больше будет обратный рост мощности, При большом времени падения группы УПЗ (сравнимом с постоянной времени действия ОС по температуре теплоносителя ~ 10-15 сек) обратный ход мощности незначителен.

[barvi7]

3. Современная АКНП зафиксировала и посчитала период достаточно близко с расчетными моделями для УПЗ. Старые модели АКНП этого не могут видеть, т.к. инерционность канала при определении периода в 10 сек сравнима со значением самого определяемого периода и соответственно «старая» АКНП не может видеть быстропротекающие процессы.
В практике не были известны (до УПЗ/АЗ на ХАЭС-2 22.09.2007) случаи формирования сигнала АЗ по периоду. Да они и не могли быть даже теоретически с указанной инерционностью для канала определения периода в «старых» АКНП. Уставка по мощности в 107 % от установленного уровня мощности всегда будет достигнута первой для процессов с ростом мощности. Таким образом, не реализована защита реактора по периоду в соответствии с ТРБЭ для определяющих режимов – выстреливание ОР СУЗ, самоход ОР СУЗ и др.

4. Современные АКНП позволяют сформировать сигнал АЗ по периоду для реактивностных аварий до достижения уставки по мощности в 107 % ном., для режимов с работой на промежуточном уровне мощности, если оператор не «успел-забыл» переставить уставки по мощности на 102-104-107 % от заданного уровня мощности. В частности, если реактивностная авария произойдет сразу после срабатывания УПЗ современная АКНП сформирует сигнал АЗ по периоду до достижения мощности в 107 % ном. Но после того как реализовано техническое решение, в соответствии с которым, период в диапазоне мощности 25-75 % ном. определяется с инерционностью в 4,0 сек (было 1,2 сек) реактивностная авария в этом диапазоне мощностей будет пропущена.

[barvi7]

5. Наряду с достоинствами современных АКНП, реализованных на ВВЭР Украинских АЭС имеется и существенный недостаток. В моделях АКНП-3 и АКНП-07 формирование сигнала АЗ (ПЗ) по периоду происходит при условии достижении уставки по периоду 10 сек (20 сек) и сигнал «не снялся» в течении времени, зависящем от уровня мощности – для АЗ это от ~ 10 сек для 1 % ном., до 0,2 сек для 100 % ном. Время задержки физически обосновано и минимизирует количество возможных ложных срабатываний АЗ (ПЗ). Для АКНП-И (СНПО «Импульс») НАЭК «Энергоатом» согласовал в ТУ следующее условие на формирование АЗ (ПЗ) по периоду тоже с целью минимизировать число ложных срабатываний: Сигнал АЗ (ПЗ) формируется при достижении уставки по периоду 10 сек (20 сек) и подтверждения роста мощности на 5 %. Причем это условие не зависит ни от уровня мощности реактора в диапазоне 1-100% ном.) ни от вида защиты АЗ (ПЗ). Для ПЗ, так называемой «мягкой» защиты такое условие не логично, т.к. сигнал ПЗ снимается при исчезновении сигнала его вызвавшего. А для сигнала АЗ такое условие подтверждение роста мощности на 5 % противоречит требованиям ПБЯ (сигналы АЗ по периоду и мощности не зависимы) и, что самое неприятное – это условие не позволяет сформировать сигнал АЗ по периоду для быстрых реактивностных аварий (~ 1 сек), т.к. к моменту формирования сигнала АЗ мощность реактора уже будет снижаться за счет действия ОС и подтверждения роста мощности в 5 % никогда не будет. Это естественно справедливо для реактивностных аварий с пиком мощности до 107 % ном.
6. По вопросу расчетных кодов, применяемых для расчета «реактивностных» режимов. По анализу УПЗ/АЗ на ХАЭС-2 уже много опубликовано и доложено на конференциях. Хотелось бы обратить внимание и услышать мнение специалистов о критериях приемлемости применения того или иного кода. Если оценивать уровни мощности после падения группы УПЗ и после отработки обратных связей сходимость с экспериментальными данными хорошая. А если оценивать скорость роста мощности в переходном режиме после падения группы УПЗ, то она на 50-70% выше, чем зафиксирована АКНП. А если учесть, что в модели группа УПЗ падает 1,8 сек, а в реальности падает 1,3 сек, то отличия по скорости будут еще больше. По-видимому, в модели постоянные времени действия ОС меньше, чем на реальном ВВЭР. Поэтому и результаты расчетов не совпадают с практикой. В расчетах показано, что формирование АЗ после УПЗ должно быть для любого момента кампании, а на практике наблюдается только во второй половине). Также показано, что сигнал АЗ по периоду не будет сформирован после УПЗ, при условии, что время падения группы УПЗ будет больше 4 сек., что не удовлетворяет требованиям НТД. Напомним, что в проекте PHARE сигнал АЗ по периоду не сформируется при времени падения группы УПЗ 3 сек.
Также необходимо обратить внимание на анализ реактивностных аварий с применением расчетных кодов. Для реактивностной аварии картина будет противоположной к режиму УПЗ, а именно, после роста мощности будет наблюдаться ее спад (даже без АЗ) за счет действия ОС. Если параметры ОС в расчетной модели приводят к более быстрому спаду мощности (см. выше - в модели постоянные времени действия ОС меньше, чем на реальном ВВЭР), то нельзя получить консервативные оценки по достигаемым температурам оболочки и топлива.

[AtomInfo.Ru]

barvi7,

извините, Ваш ник был удалён по технической ошибке. Если не трудно, зарегистрируйтесь, пожалуйста, заново.

Приносим извинения за нашу ошибку.

С уважением,
AtomInfo.Ru

[barvi7]

7. Ну и для тех кто дочитал до этого пункта самое основное. А почему мы определяем период реактора и о какой степени опасности он информирует оператора энергетической установки? Для реактора на МКУ или реактора без ОС, решая уравнения кинетики реактора «теоретики» определили, что для скачкообразного изменения реактивности реактора, по прошествии времени (достаточно малого) мощность реактора будет изменяться по экспоненте с показателем экспоненты равном периоду реактора. Зависимость между введенной реактивностью и периодом реактора посчитаны для различных изотопов и протабулированы. Это справедливо только для реактора без ОС и только для скачкообразного ввода реактивности. Известно, что реактор является опасным, если величина введенной реактивности приближается к значению равном эффективной доле запаздывающих нейтронов.
Почему же меряют период, а не реактивность. На «заре» реакторной технологии когда в основном были исследовательские реакторы или реакторы нулевой мощности (без ОС) для которых справедливо строгое соответствие между введенной реактивностью и установившемся (наблюдаемым) периодом реактора определяли период. Для того чтобы определить реактивность реактора необходимо решить систему диф. уравнений (в общем случае 7 уравнений: 1 для мгновенных нейтронов и 6 для запаздывающих нейтронов), что достаточно было проблематично на логарифмической линейке. Да и зачем это делать, если, измерив на сколько изменилась мощность за определенное время, можно в одно действие определить период реактора. В это же время ввели и пользовались периодом удвоения мощности, зафиксировав время, когда мощность по прибору измерения мощности на отметке 10 и на отметке 20 сразу определяем период удвоения, а, следовательно, и сам период реактора.
А какую степень опасности характеризует период в энергетическом реакторе? В энергетическом реакторе никогда не будет установившегося периода. Даже при скачкообразном изменении реактивности действие ОС переведут мощность реактора на новый стационарный уровень. В ходе быстрого (скачкообразного) процесса с изменением реактивности реактора (реактивностная авария), всегда будет определен период с разными знаками:
- для отрицательного скачка реактивности (например УПЗ) сначала период отрицательный – соответствует знаку введенной реактивности, после окончания «скачка» период станет положительным
- для положительного скачка реактивности (реактивностная авария) сначала период положительный – соответствует знаку введенной реактивности, после окончания «скачка» период станет отрицательным.
Для одного режима период и положительный и отрицательный – какой выбирать?
Поэтому, если постоянные времени определения периода в АКНП не обоснованы или большие, однозначно нельзя определить степень опасности реактора по определенному периоду, т.к. нельзя определить связь с введенной реактивностью, которая и определяет опасность реактора.
8. Современные АКНП определяют реактивность, определение которой обеспечить метрологическим обеспечением гораздо проще, чем для определения периода. Поэтому логичен переход в проектных документах ВВЭР от применения периода в формировании защит к реактивности и скорости ее изменения. Кстати, нормативные документы изменений не требуют, т.к. под скоростью изменения мощности реактора «рекомендовано» определять период или реактивность реактора на выбор проектанта.
9. Уровень обсуждения данной темы (УРБ (УПЗ) с АЗ на ХАЭС-2 в 2007) к счастью оказался более высок, чем техническая документация, с которой удалось познакомиться - основная цель в которой не допустить АЗ при УПЗ, а не обоснование и формирование технических требованийк АКНП по формированию сигналов АЗ по скорости роста мощности.
Несмотря на заключение ВСЕХ организаций кто готовил обоснование безопасности режима УПЗ и его проектное протекание остались без ответа ряд вопросов: есть ли ограничение на скорость роста температуры топлива, формируется ли сигналы АЗ при реактивностных авариях, как это требуется НТД и проектными документами, насколько обоснованы проектные требования к контролю периодв реактора по инерционности, по точности, как оценить "рекомендации" по необходимости увелицения постоянной времени измерения периода с 2-3 сек до 5 сек. чтобы АКНП "не видела" активную зону безынерционно и др.
По-видимому, в том числе и в связи с вышеназванным, а также после анализа событий со срабатыванием АЗ в режимах с УПЗ на ВВЭР-1000 российский «Концерн Энергоатом» инициировал дополнительные исследования по обоснованию безопасности режима УПЗ :
* Сопровождение условий действия лицензий Ростехнадзора. Улучшение топливоиспользования. Анализ безопасности режима со срабатыванием УПЗ (УРБ) на российских АЭС с ВВЭР-1000". - ОАО "Концерн Энергоатом", 2008.
* Обоснование безопасности при эксплуатации. Разработка материалов для корректировки ТОБ АС энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 в части уточнения режимов эксплуатации со срабатыванием УПЗ (УРБ)". - ОАО "Концерн Энергоатом", 2009.
К сожалению для ВВЭР украинских АЭС эти вопросы не стоят, т.к. АКНП больше не формирует сигнал АЗ при УПЗ и для НАЭК "Энергоатом" (не путать с Концерн "Энергоатом") и, следовательно, проблема "решена" - они ее не видят или не хотят видеть.

[alex_bykov]

barvi7, спасибо за квалифицированный разбор полетов.

[www]

что самое неприятное – это условие не позволяет сформировать сигнал АЗ по периоду для быстрых реактивностных аварий (~ 1 сек), т.к. к моменту формирования сигнала АЗ мощность реактора уже будет снижаться за счет действия ОС и подтверждения роста мощности в 5 % никогда не будет. Это естественно справедливо для реактивностных аварий с пиком мощности до 107 % ном.

Правильно ли будет, если сказать, что это относится ко всем PWR, ведь физика одна и та же...

Объясните п-та, что было то? После срабатывания УРБ - сработала АЗ по положит периоду?

[alex_bykov]

Правильно ли будет, если сказать, что это относится ко всем PWR, ведь физика одна и та же...

Скорее всего, да, для всех больших реакторов PWR, в которых утечка играет незначительную роль. Т.е. при нормальной аппаратуре мы начинаем видеть обратные связи.

Объясните п-та, что было то? После срабатывания УРБ - сработала АЗ по положит периоду?

Да, поймали допплер + эффект по температуре теплоносителя, поскольку сам процесс падения УРБ занял мало времени и большая часть сильной обратной связи благодаря времени ОС вылезла не во время и не постепенно, а сразу после... Допплер очевиден, а вот на последнюю составляющую я думаю из-за конца кампании (там большой отрицательный ТКР, т.е. за времена, сравнимые с допплером добавка будет от ТКР сравнима или даже больше допплера).

На самом деле barvi7 говорит более серьезные вещи, о которых стоит задуматься. Да, "поймать" необоснованное АЗ на обратных связях нехорошо (для топлива, например). Но метод решения вопроса вызывает сомнения уже тем, что "убивает" саму идею АЗ по периоду. RIA еще никто не отменял. Решение приняли самое простое, исходя из устранения только этого эффекта и, боюсь, без полномасштабного обоснования.

Идея перехода на реактивность вместо периода не лишена оригинальности, тем более, что в новые АКНП дифференцирующий контур (считай, реактиметр) уже встроен. Над этим тоже надо думать. С реактиметром одна проблема - он зависим от предыстории выгорания топливных загрузок и точности расчета запаздывающих нейтронов (по разным библиотекам констант получаются довольно серьезно отличающиеся реактивности, в том числе и в центах).

[barvi7]

Правильно ли будет, если сказать, что это относится ко всем PWR, ведь физика одна и та же...

Объясните п-та, что было то? После срабатывания УРБ - сработала АЗ по положит периоду?

1. Детали процесса со срабатыванием УПЗ/АЗ можно посмотреть http://www.atominfo.ru/news/air6906.htm

2. Физика ВВЭР и PWR будет одинаковой. если одинаковы коэффициенты реактивности. Только для PWR нет режима УПЗ-УРБ. Это еще советское "ноу-хау" для удержания блока на половинной мощности при отказе части основного оборудования для поддержания энергосистемы в условиях дефицита мощностей.

3. Контроль периода реактора (скорости изменения мощности) необходим для защиты реактора от реактивностных аварий при работе на промежуточных уровнях мощности, и только для случаев, когда оператор (забыл) не переустановил уставки срабатывания защит по мощности АРМ/ПЗ/АЗ на уровни102/104/107 % от заданного уровня, а также для работе на МКУ. Если уставки по мощности установлены, то защита по мощности сработает всегда первой, а защита по периоду остается в запасе.

4. После работы УПЗ и падения мощности, за счет действия ОС мощность отрабатывает назад - вверх. В зависимости от коэф. реактивности "обратный ход" мощности может достигать до 10-20% ном., а скорость увеличения мощности достигает 6-8%/сек. В этом случае "быстрая" АКНП и определяет рост мощности с положительным периодом меньшим 10 сек и формирует сигнал АЗ.
В старых моделях АКНП минимальная инерционность канала определения периода должна быть не более половины измеряемого периода, на практике же она составляет более 10 сек (см. Инструкцию по проверке АКНП) и быстрые до 5-10 сек процессы такая АКНП "не видит".

5. Не увидит старая АКНП и большинство аварийных реактивностных процессов. Новая АКНП увидит намного больше, но не сформирует сигнал АЗ, т.к. (см выше) "специалисты" придумали дополнительное условие на формирование сигнала АЗ, а именно период меньше 10 сек и получить после этого подтверждение роста мощности на 5 %. Для реактивностной аварии(изменение мощности будет как на рис3. указанной статьи - только перевернуть кривую мощности или см. http://www.atominfo.ru/news/air6946.htm) и в этом случае к моменту определения периода меньше 10 сек, мощность реактора уже падает и условие подтверждения роста мощности на 5 % естественно никогда не будет. Об этом уже писалось выше.
В "правильной" АКНП (если взять лучшее из АКНП-07 и АКНП-И) защита реактора в случае реактивностной аварии будет работать, что и требуется в проекте ВВЭР (См.ТОБ, ОАБ). В нынешнем виде ни АКНП-07 ни АКНП-И защиту по периоду не обеспечивают.

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 23.3.2010, 11:20

Причина редактирования: Прим. модератора - исправлена нерабочая ссылка

[barvi7]

Идея перехода на реактивность вместо периода не лишена оригинальности, тем более, что в новые АКНП дифференцирующий контур (считай, реактиметр) уже встроен. Над этим тоже надо думать. С реактиметром одна проблема - он зависим от предыстории выгорания топливных загрузок и точности расчета запаздывающих нейтронов (по разным библиотекам констант получаются довольно серьезно отличающиеся реактивности, в том числе и в центах).

Проблема с параметрами запаздывающих нейтронов и их изменении в течении топливной кампании скорее всего не существенна. Во-первых они есть в Альбоме НФХ, а во-вторых, если мы запустим два реактиметра с БЭТАМИ для начала и конца кампании для анализа процесса с изменением мощности, то визуально на графике реактивности мы сможем увидеть несущественные отличия. Так, например, если посчитать изменение реактивности в режиме УПЗ для ХАЭС-2 с БЭТАМИ для свежего топлива и для топива с выгоранием 35 МВт*сут , то отличия не более 4%. Погрешность в определнии реактивность для энергетического (протяженного) реактора по точечной модели намного выше. Но с применением реактивности оператор точно знает состояние реактора подкритический, критический, надкритический и степень опасности. А кроме того, уже много десятилетий в ПБЯ висит не реализованное требование ограничения скорости роста реактивности не более 0,07 bэф/сек. С вводом контроля реактивности эта задача тоже решается просто.

[AtomInfo.Ru]

Вопрос от zaus перенесён сюда.

[alex_bykov]

Проблема с параметрами запаздывающих нейтронов и их изменении в течении топливной кампании скорее всего не существенна. Во-первых они есть в Альбоме НФХ, а во-вторых, если мы запустим два реактиметра с БЭТАМИ для начала и конца кампании для анализа процесса с изменением мощности, то визуально на графике реактивности мы сможем увидеть несущественные отличия.

barvi7, коллега, я говорю не о том, что неоткуда взять бэты, а о том, что эти бэты существенно различны, если считать не только по альбому НФХ (проектный расчетный код БИПР-7), но и по другим кодам, использующим другие (замечу, тоже оцененные) ядерные данные. Это первый момент.
Второй момент состоит в том, что сами разработчики БИПР-7 говорят о заниженном значении бэт в их коде.

Так, например, если посчитать изменение реактивности в режиме УПЗ для ХАЭС-2 с БЭТАМИ для свежего топлива и для топива с выгоранием 35 МВт*сут , то отличия не более 4%.

Странно это, особенно учитывая то, что в том же альбоме НФХ приводятся цифры Бэта эффективной, различающиеся на 10-20% между началом и концом кампании (выход источников запаздывающих нейтронов при делении урана-5 и плутония-9 сильно отличается), например, 1-я загрузка ХАЭС-2, Вэфф на начало кампании 0.73, на конец кампании - 0.56 (в установившемся цикле - 0.62 и 0.55 соответственно).

Погрешность в определнии реактивность для энергетического (протяженного) реактора по точечной модели намного выше. Но с применением реактивности оператор точно знает состояние реактора подкритический, критический, надкритический и степень опасности. А кроме того, уже много десятилетий в ПБЯ висит не реализованное требование ограничения скорости роста реактивности не более 0,07 bэф/сек. С вводом контроля реактивности эта задача тоже решается просто.

Вот с этим согласен полностью.

[Editor-in-Chief]

Так, например, если посчитать изменение реактивности в режиме УПЗ для ХАЭС-2 с БЭТАМИ для свежего топлива и для топива с выгоранием 35 МВт*сут , то отличия не более 4%.

barvi7,

простите прессу за наитупейший вопрос, но что Вы, собственно, посчитали-то? По крайней мере, в каких единицах?

Как логично пишет alex_bykov, значение беты в ВВЭР с урановым топливом будет сильно падать с выгоранием из-за накопления плутония. И если тупо подставить в любую программу беты для выгорания 0 и выгорания 35, то получаемые значения реактивности в бетах должны бы отличаться куда сильнее, чем на 4%.

Или я что-то не понял?

[Editor-in-Chief]

Второй момент состоит в том, что сами разработчики БИПР-7 говорят о заниженном значении бэт в их коде.

Позвольте спросить для самообразования. Откуда такая проблема вылезает? Беты для отдельных изотопов известны вроде как очень точно. Считать концентрации плутониев тоже вроде давно научились. Тогда почему такая сложность с бетой?

[alex_bykov]

Позвольте спросить для самообразования. Откуда такая проблема вылезает? Беты для отдельных изотопов известны вроде как очень точно. Считать концентрации плутониев тоже вроде давно научились. Тогда почему такая сложность с бетой?

Саша, я Вам уже давал материалы 17th AER Symposium on VVER Reactor Physics and Reactor Safety (AER-2008), там есть доклад Соснового бора "75. INFLUENCE OF DELAYED NEUTRON PARAMETERS CALCULATION ACCURACY ON RESULTS OF MODELED VVER SCRAM EXPERIMENTS". А после доклада были вопросы и прения с участием профи из РНЦ КИ, которые не отрицали сказанного. Если коротко, переход на новые библиотеки оцененных данных привел к резкому изменению в оценке бэт и увеличению расхождения с экспериментами на АЭС.

Если нужно, могу еще раз дать диск, хотя материалы были и на сайте ГНТЦ ЯРБ Украины (организатора AER-2008).

[barvi7]

barvi7,

простите прессу за наитупейший вопрос, но что Вы, собственно, посчитали-то? По крайней мере, в каких единицах?

Как логично пишет alex_bykov, значение беты в ВВЭР с урановым топливом будет сильно падать с выгоранием из-за накопления плутония. И если тупо подставить в любую программу беты для выгорания 0 и выгорания 35, то получаемые значения реактивности в бетах должны бы отличаться куда сильнее, чем на 4%.

Или я что-то не понял?

Совершенно согласен с тем, что бэтты изменяются с выгоранием (накоплением плутония).
Как отметил Александр Быков 1-я загрузка ХАЭС-2, Вэфф на начало кампании 0.73, на конец кампании - 0.56 (в установившемся цикле - 0.62 и 0.55 соответственно).
Как видим для режима стационарных перегрузок изменения Вэфф порядка 10%.
Если посчитать изменение реактивности (в единицах БЭТТА) для режима УПЗ/АЗ ХАЭС-2 с параметрами точечной кинетики для «предельных»значений по Вэфф, то получим следующее:

Время Мощн.% b=0,005 b=0,0065
50.0 99.5 -0.001 -0.001
50.5 99.5 -0.004 -0.004
51.0 99.4 -0.009 -0.007
51.5 82.5 -0.294 -0.270
52.0 58.7 -0.774 -0.734
52.5 49.3 -0.771 -0.775
53.0 51.8 -0.621 -0.622
53.5 54.9 -0.487 -0.486
54.0 57.5 -0.392 -0.390
54.5 59.7 -0.322 -0.320
55.0 52.9 -0.679 -0.627
55.5 28.5 -1.988 -1.887
56.0 6.5 -10.279 -10.007

Последние две колонки реактивность.
Отличия Вэфф больше 20 % а результат расчета реактивности отличается на меньше, чем 5 %.
Практически в большинстве, применяемых в практике ВВЭР реактиметров в 80-е -90-е годы применялись константы Кипина для запаздывающих нейтронов (данные последняя колонка) взятые для 235 урана. Погрешности, вызванные другими «незнаниями» - точечная модель, не учет внешнего источника и др. намного больше.
Поэтому полагаю, что для прецизионных измерений реактивности важно точное знание параметров кинетики, для реакторных (энергетических) измерений неточностью Вэфф всегда пренебрегали. Она всегда меньше, чем погрешности расчета измеряемых величин – коэффициентов реактивности, эффективности ОР СУЗ, АЗ и др.
Если ответил на Ваш вопрос не полностью, готов уточнить дополнительно.

[www]

Для barvi7 и Быкова:

Спасибо за разъяснения.

Для информации: УПЗ = setback, и УРБ = stepback на западной версии реакторов. Электричество хотят выдавать все, даже на 75 или 50 проц мошности...

[barvi7]

Так что согласиться с barvi7 по поводу перехода от периода к реактивности не могу, сорри - с реактивностью те же проблемы, и никаких метрологических преимуществ я не вижу.

О предполагаемых метрологических преимуществах контроля реактивности по сравнению с периодом.
1. В ПБЯ требуется контроль мощности и периода во всем диапазоне измерения мощностей от ~ 0,01- до 120 % ном. С контролем мощности все обеспечивается. С периодом ситуация следующая: даже если взять проектную для ВВЭР-1000 инерционность канала контроля периода в АКНП (половина измеряемого периода), то для контроля периода в 10 сек АКНП выдаст сигнал Т=10сек до конца диапазона работы АКНП (до 120%) только если реактор работал на мощности меньше 73 %, если мощность реактора больше, то и сигнал по периоду Т=10 сек не будет сформирован, что не соответствует ПБЯ – защита по периоду во всем диапазоне до 120 %.
2. Инерционность канала определения реактивности м.б. сравнима с частотой опроса каналов измерения, но на практике достаточно 0,1 сек, что обеспечивает и своевременное формирование сигнала защит и достаточную точность расчетов. По инерционности канала определения периода – проблем больше. Тем более рекомендуемые значения по инерционности в 5 и более сек не позволяют формировать сигнал защиты по периоду в большинстве реактивностных аварий. А это также требуется проектной документацией (см. Перечень сигналов, инициирующих срабатывание АЗ и их обоснование).
3. И об основном (уже обсуждалось выше) – что определяет степень опасности по скорости изменения мощности. Если взять период, то в энергетическом реакторе он в с отрицательной реактивностью может быть и положительным и отрицательным, аналогично и для реактора с + реактивностью. Можно ли по периоду в этом случае судить о степени опасности, которая определяется значением реактивности по отношению к bэфф.

Про ситуацию на ХАЭС-2 можно вспомнить, что АКНП пр-ва российского СНИИПа (систематом, кажется), как говорили его авторы, проглотил бы такую ситуацию, именно из-за большего шага интегрирования. По-моему, тут всегда будет компромисс и надо выбирать, ошибки первого или второго рода предпочтительнее. Можно вспомнить про существование ограничения на скорость ввода реактивности, которая "нарушается" на каждом шаге ОР СУЗ вверх, но это мгновенное значение, которое никого не волнует.
... сорри за ночной сумбур)

По этому поводу я высказывался, что АКНП СНИИП «проглатывает» УПЗ, из-за большого шага интегрирования, большая инерционность, аналогично такая АКНП «проглотит» и все реактивностные аварии.

По поводу что скорость ввода реактивности будет превышена на каждом шаге ОР СУЗ вверх. если считать мгновенное значение - может быть. Если считать "физичное", даже с шагом определения реактивности в 0,1 сек, то проверим доложим - предварительно сомневаемся.

[barvi7]

отрицательная реактивность при подъеме мощности (и наоборот) = неправильное понимание реактивности, конечно)
Ro=(Кэф-1)/Кэф - если считать это основным определением, то таких проблем быть не должно. Другой вопрос - можем ли мы измерить такую реактивность с помощью реактиметра, использующего точечную модель. И вопрос - как считать Кэф для реактора на мощности.
Но такие методические сложности не правильно решать путем размытия понятия реактивности, по-моему.

Про реактивность<->период. Любые параметры, вытекающие из обращенного решения уравнений точечной модели кинетики, примерно одинаковы с точки зрений контроля. Если вы можете считать реактивность с частотой 0,1 секунда (обычно АКНП 1 сек выдает, нет?), то и период можете считать с такой же частотой. Что мешает, метод периода - это самый древний способ измерения реактивности?! Нужен ли такой "мгновенный" период, какова погрешность его определения, и как его интерпретировать - вот это вопрос, который напрямую связан с проблемой УПЗ на ХАЭС-2, как кажется.

1.Реактивность на практике считается не через Кэфф (по определению да Ro=(Кэф-1)/Кэф, но и это только для критического реактора вернее вблизи критичности), а через обращенное решение уравнений кинетики реактора ОРУК. Для решения которого достаточно знать только как изменяется мощность реактора (ну и параметры модели bэфф, bi и др). Поэтому для точечного реактора достаточно мерять сигнал пропорциональный мощности, что и делает АКНП. Аналогично и для трехмерного реактора. только вместо сигнала пропорционального мощности реактора необходимо определять функционал , зависящий от ценности нейтронов и плотности нейтронов во многих местах реактора, где расположены детекторы нейтронов. Теоретически такая задача давно решена, проблема только в объемах расчета и др.
2. По поводу, что "метод периода - это самый древний способ измерения реактивности?!"
Уже повторяюсь, но это справедливо только для реактора без ОС, и только при скачкообразном изменении реактивности(или кэфф). В случае энергетического реактора это не так и является заблуждением.
3. "Нужен ли такой "мгновенный" период." В соответствии с проектом сигнал АЗ по скорости нарастания мощности реактора (периоду) должен формироваться для реактвиностных аварий. В ОАБ считается, что время "выстреливания" ОР СУЗ может быть 0,1 сек. Следовательно и АКНП должна такую аварию фиксировать и защищать реактор. Поэтому важный вопрос - через какое время АКНП должна формировать сигнал АЗ при реактивностной аварии. При инерционности в 5 сек (требования проекта ВВЭР) защита по периоду сработает в общем случае после защиты по мощности, а при работе на промежуточном уровне мощности с опозданием по сравнению, если бы защита была реализована по реактивности и скорости ее ввода.

ну, это юмористический эффект, могущий возникнуть, если абс. "правильно" учесть, что шаг вверх ОР СУЗ делает за 0,2 сек (ВВЭР-1000) - например, при взводе групп. Никакого практического значения это, конечно, не имеет.

4. Посмотрим в проект. Есть дифференциальная эффективность (ДифЭф) ОР СУЗ в отдельности и для АЗ.
Эффективнсоть рабочей группы ОР СУЗ порядка 1 bэфф. Это на всю длину -350 см. Следовательно , средняя дифференциальная эффективность будет 1/350 =0,003 bэфф/см. Максимальная ДифЭф будет =0,006 bэфф/см.
Если посчитать для ВВЭР-1000 для подъема 2 см за 0,2 сек получим скорость ввода реактивности = 0,06 bэфф/сек, что меньше, чем в ПБЯ 0,07 bэфф/сек.
Но это для "консервативного" рассмотрения: Выбрали ДифЭф максимальной. С учетом ОС скорость ввода реактивности при подъема ОР СУЗ будет меньше.

А не просветите, какие рекомендации выработаны в упомянутых Вами российских документах? Что-то изменилось в алгоритме и уставках?

5. Речь идет о рекомендациях специалистов ВНИИАЭС, СНИИП и др. о необходимсоти увеличить инерционность с 1,2 сек для АКНП-И до 5 сек, и ссылались на зарубежную практику. Да такое решение исключает АЗ в режимах УПЗ , но и пропускает все реактвиностные аварии. Получается задача АКНП не защищать от реактивностных аварий, а не допускать срабатывания АЗ при УПЗ.
В АКНП-И для режима работы на мощности 25-75% (Диапазон мощностей после УПЗ) вместо инерционности 1,2 ввели инерционность 4,0 сек.

[barvi7]

ну, это юмористический эффект, могущий возникнуть, если абс. "правильно" учесть, что шаг вверх ОР СУЗ делает за 0,2 сек (ВВЭР-1000) - например, при взводе групп. Никакого практического значения это, конечно, не имеет.

Нашел (в проекте ВВЭР-1000) более точные значения по максимальной скорости введения положительной реактивности при неуправляемом движении ОР СУЗ вверх при учете максимальной ДифЭф - она составляет 0,02 bэфф/сек , что меньше 0,07 bэфф/сек. Поэтому контроль скорости ввода реактивности должен работать без ложных срабатываний.

[barvi7]

Теоретически динамическая трехмерная задача с реактором на мощности относительно реактивности может быть и решена, но это почти не имеет отношения к используемой практике. Почти - потому что при измерениях без мощности, где все несколько проще, учет 3D эффектов выполняется.

1. Проблема 3D - пространственные эффекты реактивности присущи как "нулевому" по мощности реактору, так и на мощности. Если мы в ОРУК подставляем сигнал пропорциональный мощности проблемы нет. Но практически при всех изменениях мощности (читай реактивности) изменяется профиль нейтронного поля по реактору, а, следовательно, и меняется и эффективность детектора нейтронов, которым мы фиксируем мощность, а это не учитывается и получаем проблемы 3D.

2. уверяю Вас, что реактивность и период одинаково проблематичны при измерении, и замена одного на другое не может приносить существенных выгод. Возможно у периода большая погрешность при расчете на короткой базе, но это не принципиально. О каком именно моем заблуждении речь - я уже не улавливаю)

2. Я говорил не о Вашем заблуждении, а о следующем: Есть уравнение обратных часов. котороя дает однозначную связь между реактивность и периодом. Но уравнение обратных часов получено для следующих условий: скачкобразное изменение Кэфф и нет ОС. Только для этого случая мощность реактора будет изменяться по экспоненте с периодом "пропорциональным" реактивности. Для реактора с ОС такого никогда не будет. Поэтому измеряя период никто не скажет какя реактивность реактора, а только она говорит о степени опасности путем сравнения с bэфф.

3. Да, при выстреле кластера сначала сформируется сигнал по мощности, абс.согласен. Но можно порассуждать, а в чем проблема при работе на 66% мощности, например? Если АКНП не сразу сформирует сигнал по периоду, а до уставки по мощности дело не дойдет - что случиться? Сгорит сколько-то твэлов локально, наверное - нет под рукой проектных материалов.
Если так, почему бы не рассмотреть особый режим АКНП на малых мощностях? Как Вы говорите, сейчас в диапазоне 25-75% увеличили инерционность и пропускаем реактивностную аварию с выбросом кластера. Но может при этом пределы безопасности в аварии не нарушаются? Тогда особого криминала и нету

3. Эксплуатации реактора ведется в соответствии с требования НТД и проекта. В проекте ВВЭР написано в Табл. "Обоснование режимов с АЗ, Допустимые режимы с изменением мощности" при каких режима должна работать защита реактора по периоду (скорости изменения мощности). Также есть допустимые скорости подъема мощности в разных диапазонах. Если учитывать только это, то скорость подъема мощности после 50 % рорядка 1% в минуту . Вы предлагаете это пропускать, а смотреть нет ли плавления твэлов. А смотреть можно только по расчетам.А расчет даже по 3D кодам "не попадает" в куда менее напряженный режим УПЗ, а что говорить о "выстреле " ОР СУЗ. Посмотрите в эже упоминавщихся публикациях , что меряет АКНП в режиме УПЗ, и что считают по 3D кодам.
Если потребности эксплуатации не соответствует требованиям НТД и проекта, то сначала надо менять НТД и проект, и потом внедрять в эксплуатацию, а не наоборот.
Критерии приемлемости по кризису теплообмена, темперабуре оболочки твэл и топлива - применяются для анализа безопасности. Для эксплуатации критерии другие они представлены в проекте.

3Про дифэффективность. Какой Вы дотошный!) Диффэффективность групп из 9 ОР СУЗ в 1000 может доходить до почти 0,01% на см (пришлось посмотреть в доки). При бетта эф 0,65% получаем мгновенную скорость больше 0,07 ))) а если бетта эф 0,59?)

4. Если можете дайте ссылку на доки. То что я вижу НФХ для ХАЭС-2 я выложил в сообщении № 92.
Если посмотреть на 0,01% на см, то получаем, что на 60 см имеем 1 bэфф, что то не верится. Похоже на "нейтронную ловушку" для ВВЭР-440 а не на кластер ВВЭР-1000.
Привожу данные по скорости ввода (отрицательной) реактивности при работе УПЗ после падения группы УПЗ, когда идет стабилизация мощности и дорабатывает рабочая группа. "Мгновенная" скорость ввода реактивности составляет 0,02 b/с . в пересчете за секунду много меньше. Это в области максимальной дифэффективности ОР СУЗ.

[alex_bykov]

1. Проблема 3D - пространственные эффекты реактивности присущи как "нулевому" по мощности реактору, так и на мощности. Если мы в ОРУК подставляем сигнал пропорциональный мощности проблемы нет. Но практически при всех изменениях мощности (читай реактивности) изменяется профиль нейтронного поля по реактору, а, следовательно, и меняется и эффективность детектора нейтронов, которым мы фиксируем мощность, а это не учитывается и получаем проблемы 3D.

Коллега, в современных СВРК можно установить период опроса ДПЗ до 0.01 секунды и на энергетических уровнях мощности измерять реактивность по показаниям ДПЗ с учетом пространственных эффектов, почитайте, например, работу В.Ф.Шикалова на этом сайте. Проблема в другом, если внедрять такие алгоритмы, то их нужно начинать официально обкатывать, обосновывать и менять класс СВРК на 2-й. Работы много, поэтому не обещаю, что она будет двигаться быстро.
С мощностями ниже 10-20% от номинала ДПЗ не помогут, здесь нужны расчетно-экспериментальные обоснования для учета 3D-эффектов при измерениях в АКНП. Насколько я знаю, что-то в этом направлении делается, но по полноте и срокам - не в курсе.

3. Эксплуатации реактора ведется в соответствии с требования НТД и проекта. В проекте ВВЭР написано в Табл. "Обоснование режимов с АЗ, Допустимые режимы с изменением мощности" при каких режима должна работать защита реактора по периоду (скорости изменения мощности). Также есть допустимые скорости подъема мощности в разных диапазонах. Если учитывать только это, то скорость подъема мощности после 50 % рорядка 1% в минуту . Вы предлагаете это пропускать, а смотреть нет ли плавления твэлов. А смотреть можно только по расчетам.А расчет даже по 3D кодам "не попадает" в куда менее напряженный режим УПЗ, а что говорить о "выстреле " ОР СУЗ. Посмотрите в эже упоминавщихся публикациях , что меряет АКНП в режиме УПЗ, и что считают по 3D кодам.
Если потребности эксплуатации не соответствует требованиям НТД и проекта, то сначала надо менять НТД и проект, и потом внедрять в эксплуатацию, а не наоборот.
Критерии приемлемости по кризису теплообмена, темперабуре оболочки твэл и топлива - применяются для анализа безопасности. Для эксплуатации критерии другие они представлены в проекте.

Отчасти отличие критериев безопасности при эксплуатации от проектных обусловлено невозможностью оценки выполнения критериев в режиме онлайн. Машины в том же СВРК сейчас позволяют проводить такую оценку (производительность подросла настолько, что даже "тяжелые" расчеты при определенных приближениях в режим онлайн включить уже удается). Часть критериев (те же запасы до кризиса, линейные энерговыделения в твэл/твэг) мы уже контролируем. Проблема в другом, зачастую никто не может сказать какова неопределенность (погрешность) такой оценки. В нашем ПО мы погрешность "убираем" в уставки на контролируемый параметр, "занижая" уставку пропорционально неопределенности. Как-то оценить неопределенность удается, сравнивая результаты расчетов с посчитанным проектными кодами при тех же входных данных, но зачастую даже у проектных кодов нет аттестованной погрешности по интересующим параметрам. В общем, в эту сторону движемся, но до реализации, которая устроила бы всех, пока очень далеко. Поэтому я не исключаю (на энергетических уровнях мощности в режимах НУЭ, ННУЭ) в отдаленном будущем переход на контроль по проектным пределам безопасности, до такого момента, а также для иных не упомянутых режимов (МКУ, ПА, ЗПА) необходим контроль по АКНП, да и возможность контроля по двум независимым системам с разными физическими принципами в упомянутых режимах будет плюсом проекта, а не минусом.

[barvi7]

1. Форум называется - Российские ТВС. Тема УПЗ на ХАЭС-2 попала сюда, как уже обсуждалось, по причине увеличения (по абс. величине) коэффициентов реактивности для ТВС-А , что наряду с уменьшением времени падения ОР СУЗ с более 3-х сек в 90 е годы до 1,3 сек сегодня картина прохождения УПЗ РЕЗКО поменялась. А именно:
выбег по нейтронной мощности до 20 %, скорость роста нейтронной мощности до 8%/сек.
Нормальная АКНП должна фиксировать это как RIA, она не отличает это УПЗ или выстрел ОР СУЗ. и дожна формировать сигнал АЗ. Об этом и говорится в ПРОЕКТЕ и этого никто не отменял.
А пошли другим путем - изменили алгоритм определения периода, увеличили инерционность и проблема с УПЗ "РЕШЕНА", а то, что АКНП не видит RIA привели расчеты, что кризиса нет, плавления нет - можно работать.
В этом случае надо и изменить все пункты проекта, где сказано о режимах при которых должна работать АЗ, а этого не сделано. Считаю это ВОПРОСОМ.
По информации 80-90-х годов на многих PWR запада, реактивность контролируют только на МКУ и экспериментах, а при работе на мощности контролирую только мощность и подогревы, защит по реактивности (периоду) нет, но это по ПРОЕКТУ для их PWR.
2. О целесообразности перехода на реактивность -считаю, что с точки зрения "физики реактора" - это обоснованно. Вопросы относительно проблем - пространственные эффекты, мгновенная скорость ввода реактивности во многом уже решены. Скорость 0,07 bэфф/сек реализована на исследовательских реакторах в комбинации сограничением шагового ввода реактивности более 0,3 bэфф как и требуется ПБЯ.
3. Относительно ДифЭф ОР СУЗ в 0,01% на см для ТАЭС (полагаю Тянь-вань) на МКУ.
По-видимому это только на свежей загрузке и только на МКУ при каком-то "хитром" профиле распределения потока нейтронов по реактору.
Это получаем при движении группы вверх всего за 30 сек вводим 1 bэфф, Общая эффективность такой группы больше 2 bэфф. Чтобы выполнить требования ПБЯ по шаговому вводу реактивности в 0,3 bэфф, то должны быть реализованы запреты на движени ОР СУЗ более 9 сек и т.д. Также в современных ПБЯ запрещено совместное движение разных групп ОР СУЗ , естественно вверх.
Поэтому прошу, при желании, пояснить как это реализовано на ТАЭС.
4. При проектном протекании режима с УПЗ, как отмечалось в проекте PHARE по УПЗ, проблем не было тепловая мощность реактора снижается, температура топлива снижается.
А вот для быстрого УПЗ как оказалось температура топлива в наиболее напряженных ТВС сначала падает на несколько сот град Ц., а потом растет на + 100 град Ц. А это, скорее всего, проблема, потому, что должны быть ограничения на скорость роста температуры топлива, тем более после резкого ее падения.
Если бы все было понятно и хорошо , то Концерн "Энергоатом" не инициировал бы работы по дополнительному обоснованию и иследованию режима УПЗ на ВВЭР-1000.

[сергей]

Если ,позволите ,чуть поправлю: "Китайцы" - 121 привод,у нас -61.По ходу - опять вопрос о возможности(обосновании) использования нового типа топлива со "старыми" инструментами влияния(управления).Очень благодарен barvi7 ,за новый подход к теме.Есть несогласие по пунктам.Если можно,сформулирую позже(катострофически времени не хватает).

[barvi7]

Чтобы не зацикливать разговор, предлагаю обсудить альтернативы принятому решению по уставке. Как еще можно было решить эту проблему?
Сходу, реагируя на Ваш анализ проблемы, можно предложить:
а) уменьшить скорость падения групп УПЗ
б) уменьшить (по абс. знач) коэффициенты реактивности
в) кардинально изменить алгоритм УПЗ или отменить такой вид защиты
г) ничего не менять, соглашаясь с тем, УПЗ почти всегда вызывает АЗ
Какие варианты я сходу упустил?

Согласен. так конструктивнее.

1. Необходим ответ от проектантов реактора на вопрос - предельные скачки мощности и скорость ее изменения после УПЗ, если у них ограничений нет, то и проблемы нет.
Однако, в проекте (см.ОАБ, гл.16. ) есть ограничения на скорость роста мощности , надо либо их пересогласовать , либо хотя бы написать, что они не для режима УПЗ. С температурным режимом топлива в УПЗ тоже вопрос открыт.
2. Если проблема остается, то решения, что Вы и предложили по порядку:
а).- взять "старые" - не утяжеленные ОР СУЗ для группы УПЗ, нерасверленный чехол привода ОР СУЗ и др. позволит вернуться на время падения 3 сек и проблемы почти нет (в 2 и более раз меньше)
б) - тоже задача на перспективу для "топливников"
в) - были СУЗ половинной длины - может для УПЗ это решение.
г) - УПЗ не всегда вызывала АЗ, а только во второй половине кампании
Похоже, что Вы сходу ничего не упустили.
Спасибо Вам за Активность в ответах.
Может кто-то дополнит.

3. А вопрос к АКНП остается и без УПЗ.
Есть ли отчет по верификации и валидации АКНП? Ловит ли она вообще период когда нибудь? То, что представлено в Отчете по УПЗ ХАЭС-2 в документе, в котором сравнивается работа новой и старой АКНП, наводит на неутешительные размышления. Не удивительно, что и защит по периоду никогда не было. При росте мощности на МКУ на порядок за несколько десятков сек - период даже не меньше 100 сек.
Приводился пример из Инструкцции по поверке АКНП. Для проверки формирования сигнала по периоду в 10 сек подать на вход сигнал с экспонентой в 10сек. и проверить показания через 15 сек. Следовательно, такая АКНП выдаст сигнал АЗ через 15 сек мощность за это время увеличится в 4,5 раза. Думаю такая защита будет запоздалой.

Сообщение отредактировал barvi7 - 25.3.2010, 20:47

[alex_bykov]

По ходу - опять вопрос о возможности(обосновании) использования нового типа топлива со "старыми" инструментами влияния(управления).

Даже если топливо новое, обоснование проходит примерно по той же схеме, что и для "старого". Не существует отдельного обоснования под новое топливо, есть обоснование топливных загрузок, поэтому в проекте нового топлива рассматриваются:
1) переходные загрузки до выхода в стационарную перегрузку;
2) возможные варианты загрузок с отклонениями от проекта.
На основе этих загрузок формируется таблица граничных параметров (выгорания, коэффициенты реактивности, профили поля и т.д.).
Затем производится расчет НУЭ, ННУЭ, ПА и показывается выполнение проектных критериев безопасности. При особенностях топлива особое внимание уделяют проектным критериям, зависящим от этих особенностей. При необходимости (выявлении узких мест) проект топлива перерабатывается и цикл обоснований повторяется. Например, при внедрении гадолиниевого выгорающего поглотителя особое внимание обращалось на достижение точки плавления в твэгах, отчасти этим обусловлено пониженное обогащение твэга по сравнению с окружающими твэлами. Такие же моменты касаются и изменений в механике, гидравлике и т.п. Далеко не всегда выполняется полный цикл обоснований, поскольку какие-то исходные данные могут послужить критерием того, что при соответствующем обосновании полученные результаты будут не хуже, чем для "старого" топлива, такие предположения и обоснования также вносятся в проект. К сожалению, такие предположения оправдываются не всегда, тогда производится доработка проекта.

В общем случае не важно, старые или новые инструменты управления, поскольку проектные критерии сформулированы в обобщенных величинах (эффективности, подкритичности, запасы и т.д.) и в обобщенных предположениях, положенных в основу анализа безопасности (например, заклинивание одного наиболее эффективного ОР СУЗ, отказ или непроектная работа одной из СБ, который приводит к наихудшему протеканию переходного режима и т.п.).

У нас на форуме периодически бывают спецы из ОКБ ГП, правильнее этот вопрос переадресовать им. Надеюсь, мою трактовку расширят и дополнят.

[AtomInfo.Ru]

У нас на форуме периодически бывают спецы из ОКБ ГП, правильнее этот вопрос переадресовать им. Надеюсь, мою трактовку расширят и дополнят.

Какой вопрос-то именно? Если сможете сформулировать его чётко (чтобы мы его поняли), то мы могли бы как СМИ задать его во время одного из следующих интервью в ГП.

[www]

Подскажите п-та, а с каким обогашением (средним) выгружается ТВС из реактора в бассейн (на ВВЭРах), ну в смысле в конце 3го или 4го года работы.

Спасибо.

[barvi7]

Подскажите п-та, а с каким обогашением (средним) выгружается ТВС из реактора в бассейн (на ВВЭРах), ну в смысле в конце 3го или 4го года работы.

Спасибо.

Термин обогащение к выгоревшему топливу применять не коректно. Говорят о содержании делящихся изотопов. Такое содержание зависит от типа ТВС, начального обогащения
и достигнутого в ТВС (среднего) выгорания. Ниже проектные данные для ТВС ~ 4,4 %

W____ 0,0___ 55,0

U235 ___ 43,86__ 6,9

U238 ___ 956,1__ 916,6

Pu239___ 0,0 __ 6,5

Pu241___ 0,0 __ 1,8


Первая колонка изотоп, вторая содержание на 1000 кг начальное, вторая, что получилось при выгорании, например для 55 МВт*сут/кгU

Сообщение отредактировал barvi7 - 26.3.2010, 10:21

[barvi7]

а) уменьшать скорость групп ОР СУЗ ради проблемы с УПЗ - ну зачем это делать?! А уж путем, который вы предлагаете - и подавно: вопрос о проходимости направляющих трубок и гарантированного падения важнее;

а) ПС не проходили направляющие каналы не потому, что были легкие , а потому, что каналы (ТВС) были изогнуты. Если бы не "побороли" искривление НК, то и тяжелые ПС до сих пор бы застревали. Вспоминаем, что "среднее отклонение от оси НК в средней части ~15мм, максимальное ~35 мм, при внутреннем диаметре ~ 12 мм.

в) СУЗ половинной длины = СУЗ половинной эффективности (даже меньше) -> падение такой группы не обеспечивает переход на нужный уровень мощности, так? Т.е. УПЗ не выполняет свою функцию. Это не говоря про всякие аксиальные ксеноны и прочее. Хотя при большом числе СУЗ можно нафантазировать пару "серых" групп УПЗ, которые падают последовательно, но все еще быстро)

Если проблема будет признана (после завершения работ в Концерне "Энергоатом" по теме УПЗ) , то уже считались и падение группы УПЗ последовательно 3 + 3 с обоснованной выдержкой между падением.
По вопросу половинной длины - предлагается не "геометрическая" половина, а с учетом, того что проблемы возникают с топливом и периодом в верхней части АЗ, сделать ПС профилированным по высоте с "большим поглощением" в верхней части ОР СУЗ, и необходимой эффективности. Таким образом, и профиль нейтроного поля по высоте будет "поровнее" , а, следовательно, и "Ксенона" не будет.

г) вот-вот, я и говорю - ничего не делать, согласиться с отсутствием УПЗ после прим. 150 суток. С учетом похоже важности проблемы с быстрыми перепадами температуры топлива в этом режиме, можно просто поменять логику формирования сигналов, сразу АЗ.

Это я к тому, что предложенный вариант с увеличением инерционности может и плох, но другие тоже плохи. Конечно, все может и шутки, но пока не придумывают другого

Вариант с увеличеснием инерционности плох, в основном потому, что проблема решена в лоб, похоже, что без физиков. Инерционность расчета периода увеличена только для режима, когда мощность реактора в диапазоне 25-75% ном. (попадают все УПЗ), по этому же условию диапазон мощности 25-75%. Во всех режимах работу РУ в диапазоне 25-75 % инерционность 4 сек. Т.о. сразу в этом диапазоне мы "теряем" почти все RIA. А если бы предлагали физики, то полагаю предложили бы условие увеличения инерционности только для режимов с отрицательной реактивностью (сюда попадает и УПЗ). В этом случае нет и "ложных" срабытываний АЗ при УПЗ, но гарантировано при реактивностной аварии АКНП в этом диапазоне 25-75 % ном. сформирует сигнал защиты. Реактивность в новых АКНП определяется, поэтому такое решение более физично..