Российские ТВС. Часть II., Продолжение закрытой ветки Опции

[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..