Уважаемый Гость_сергей_*!

Пожалуйста, зайдите сюда

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

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.

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.

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)?

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.

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

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?

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.

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

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

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.

То биш $500К одна штука?

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

А можно подробностей? Хотя бы в личку?

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?

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


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.


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.

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.

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.

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.

barvi7,

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

Приносим извинения за нашу ошибку.

С уважением,
AtomInfo.Ru

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.

barvi7, спасибо за квалифицированный разбор полетов.

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?

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


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).

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.

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.

Вопрос от zaus перенесён сюда.

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.


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).


Вот с этим согласен полностью.

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?

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).

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.

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...

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.



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.

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.


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.

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.

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.

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. 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. 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.

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.

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.


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.

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.

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).

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.

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.

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.

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

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.


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.



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..