Расчётного обеспечения эксплуатации реакторов АЭС

Для каждого режима эксплуатации определены признаки отнесения режима к одной из категорий и номенклатура режимов для каждой категории. В нормативных документах в качестве критериев безопасности (КБ) указаны технологические и радиационные критерии, выполнение которых обеспечивает успешное протекание данного режима и является основой безопасной эксплуатации РУ. Ограничения параметров эксплуатации реакторов АЭС, которыми руководствуются для определения конкретной топливной загрузки, должны соответствовать требованиям ПБЯ [1] и находиться в следующих Проектных пределах (ПП):

· Пределы безопасной эксплуатации (ПБЭ) - установленные Техническим проектом реакторной установки (РУ) границы значений параметров технологического процесса, нарушения которых могут привести к аварии.

· Пределы при нормальной эксплуатации (ПНЭ) - определяемые в Техническом проекте для обоснованного топливного цикла достаточные условия (достаточные ограничения на ряд параметров РУ), выполнение которых обеспечивает соблюдение КБ при всех проектных режимах эксплуатации.

· Расчётные пределы (РП) - предельные расчётные значения параметров реактора, ограниченные ПНЭ.

· Эксплуатационные пределы (ЭП) - границы значений параметров и характеристик состояния систем (элементов) и РУ в целом, заданных проектом РУ для нормальной эксплуатации.

При этом предполагается, что используемое топливо и сама реакторная установка, включая измерительную аппаратуру, соответствуют проектным требованиям. Последовательность определённых выше пределов показана на приведенной ниже схеме.

Величины вложенности пределов на схеме - приближенные, реальные величины пределов определяются в расчёте эксплуатационных параметров конкретного типа реактора ЯЭУ с полным учётом всех её особенностей, включая их зависимость от времени работы реактора.

Расчётный контроль нейтронно-физических характеристик и параметров РУ, которые должны находиться в проектных пределах (ПП) и удовлетворять КБ, осуществляется на основе анализа параметров баланса реактивности на всех этапах работы РУ (физический и энергетический пуск, перегрузки топлива в режиме нормальной эксплуатации, останов и расхолаживание реактора). В их число входят:

· температурный эффект реактивности;

· мощностной эффект реактивности;

· выгорание первичного топлива с учётом образования вторичных изотопов (плутония и МА);

· шлакование реактора,

в том числе, для реакторов ВВЭР и РБМК:

· стационарное отравление ксеноном и самарием;

· нестационарное отравление ксеноном при снижении мощности (компенсация йодной ямы).

В итоге, для обеспечения работы реактора в течение кампании на всех предусмотренных эксплуатационных режимах требуется начальный запас реактивности, который должен быть не менее суммы абсолютных значений потерь реактивности. Главную её часть составляет запас реактивности на выгорание. Для ВВЭР-1000 ввиду большой длительности кампании (300 – 400 суток) этот запас может достигать величины примерно 0.25, т. е. 35-40 beff, а т. к. стационарный режим работы реактора возможен лишь при ρ = 0, то возникает проблема компенсации избыточной реактивности.

(Запас реактивности на кампанию реактора в 300-400 суток существенно меньше, но запас реактивности на кампанию топлива 1200-1600 суток может быть таким)

В этих условиях проблема контроля величин основных параметров управления эксплуатацией – реактивностей – становится особенно важной и выражается в необходимости «удержания» пределов нормальной эксплуатации (ПНЭ) в диапазоне между проектными (расчётными) пределами (РП), а также находящимися в РП реальными эксплуатационными пределами (ЭП) и пределами безопасной эксплуатации (ПБЭ), а именно:

РП<ПНЭ≤ПБЭ и ЭП<ПНЭ≤ПБЭ.

При этом учитывается, что в состав эксплуатационных пределов (ЭП) параметров входит необходимый для управления оперативный запас реактивности. Проблема безопасного управления изменением реактивности при поставленных условиях, как показано в работах Л.К.Шишкова [2] (РНЦ «КИ»), должна быть обеспечена введением для каждого из параметров при проектировании и эксплуатации т.н. инженерных коэффициентов запаса с учётом физических свойств конкретного типа реактора.

Таким образом, обеспечение требований безопасной эксплуатации реактора ЯЭУ, являющейся высокотехнологическим комплексом, нуждается в системном подходе и выражается в необходимости расчётного сопровождения процесса её работы. Этот подход требует обязательного выполнения всего комплекса нейтронно-физических, теплогидравлических и прочностных термомеханических расчётов для конкретного типа реактора. Поэтому расчётное обеспечение эксплуатации реакторов должно осуществляться на основе включения этих основных подсистем расчётов в единую систему реакторных расчётов. Полнота получаемых с помощью этой системы результатов должна обеспечиваться на основе полномасштабного учёта обратных связей по всем физическим процессам, протекающим в реакторе. Поэтому для определени величины ПП при НЭ необходимо обеспечить выполнение КБ при всех ННЭ, ПА и ЗПА, т. к. они «стартуют» при параметрах НЭ.

Для этого в соответствии с требованиями ПБЯ [1] в целях гарантии невыхода реакторных параметров за пределы безопасной эксплуатации расчётная величина эффективности системы управления и защиты (СУЗ) реактора должна обеспечивать полное перекрытие образующихся положительных изменений реактивностей, любое увеличение которых не должно превосходить величины b_eff с учетом инженерных коэффициентов запаса. Таким образом, расчётное обоснование безопасных для эксплуатации величин нейтронно-физических параметров реакторов АЭС заключается в определении не выходящих за допустимые пределы изменений эксплуатационных параметров управления стационарными и переходными режимами работы реакторов. Существуют также подлежащие оперативному контролю в процессе эксплуатации параметры управления ядерного реактора, которые иным путём, кроме расчётного их определения, получить невозможно. Поэтому на всех этапах расчётных исследований по обеспечению эксплуатации наряду с прямым расчётом величин физических эффектов применение теории возмущений также становится совершенно необходимым.

Так как главным фактором, подлежащим контролю в процессе эксплуатации, является суммарная величина реактивности, необходим расчёт её составляющих и изменений в них, которые происходят:

· при перемещении органов СУЗ, т. е. стержней КС, АР, АЗ, и их сочетаний;

· за счёт выгорания ядерного топлива, накопления трансурановых изотопов и осколков деления в течение срока его работы (а также отравления Хе-135 и Sm-149 в ВВЭР);

· при перегрузках ядерного топлива в конце определённого для него срока работы и др.

Исследование протекания определённых выше эксплуатационных режимов РУ и взаимосвязей параметров РУ в этих режимах выполняется с помощью привлечения всех принимаемых при проектировании и эксплуатации ограничений, условий, гипотез и средств их проверки с применением программных средств моделирования этих процессов. Для этих целей используются:

· физические модели реакторов и построенные на их основе расчётные модели, необходимые для моделирования этих процессов при НЭ, ННЭ, ПА и ЗПА;

· начальные и граничные условия моделирования процессов при ННЭ, ПА и ЗПА;

· модели последовательностей фаз процессов с учётом гипотез о возможных исходных событиях начала ННЭ, ПА и ЗПА.

Необходимым для расчётного моделирования является также использование алгоритмов, описывающих известные технологические процессы, происходящие при эксплуатации РУ.

Для обеспечения достаточности расчётного обоснования изменений величины реактивности все используемые процедуры определения интегральных параметров ядерных реакторов, таких как Кэфф, реактивность и т.д., должны быть основаны на полномасштабных расчётах локальных распределений нейтронно-физических характеристик с учётом всех источников возмущений реактивности, вносимых в объём реактора. Поэтому для полного их учёта необходим анализ всех возникающих в процессе работы изменений в распределении энерговыделения и других отклонений от нормального режима работы реактора и изменений связанной с ними суммарной величины реактивности. Определение расчётных величин параметров эксплуатации ядерного реактора должно производиться с применением необходимых программных средств с учётом константной и методической погрешностей, а также с учётом неопределённостей исходных данных, входящих в расчётные модели реакторов.

Контроль использования программных средств (ПС) в границах их применимости в процессе эксплуатации осуществляется Ростехнадзором, который устанавливает две основные группы программ: реперные, т.е. прецизионные, и инженерные.

По этому определению, «ПС для решения однородного или неоднородного линейного уравнения переноса, погрешность которых в области применимости определяется только погрешностью используемых файлов оцененных ядерных данных (без учёта погрешности исходных технологических данных - геометрических размеров, материального состава и т.д.), считаются реперными ПС», т. е. программными средствами прецизионного уровня точности. При этом «В качестве источника файлов оцененных данных в реперных ПС рекомендуется использовать систему РОСФОНД» - Российская национальная библиотека оцененных нейтронных данных.

«ПС, не являющиеся реперными, относятся к инженерным ПС. Инженерные ПС, реализующие решение уравнения переноса, могут иметь собственные библиотеки многогрупповых (или представленных в другом формате) констант, являющиеся неотъемлемыми частями ПС, либо могут использовать проблемно-ориентированные библиотеки констант, существующие в виде отдельно зарегистрированных программных продуктов.

Особую группу составляют программы-имитаторы работы реакторов АЭС. Используемые на действующих АЭС РФ программы -ПС – имитаторы реактора предназначены для обоснования эксплуатационной безопасности в период работы активной зоны с определенной загрузкой, либо для обоснования безопасности на определенный период работы для реакторов с непрерывной перегрузкой топлива. В них учтены особенности конкретных ядерных реакторов и на этом основании такие ПС следует отнести к своего рода уникальным. Используемые на действующих АЭС РФ программы расчётного сопровождения проверены в процессе эксплуатации соответствующих типов реакторов и имеют аттестационные паспорта Ростехнадзора, в которых указаны величины погрешностей рассчитываемых по ним параметров. Для наиболее важных параметров регламентом безопасной эксплуатации РУ предусмотрены периодические измерения, в том числе: постоянный контроль и архивирование распределений энерговыделения, температур отдельных элементов (компонент) активной зоны, расхода теплоносителя и т.д., полученных средствами внутриреакторного контроля, а также периодические измерения эффективности аварийной защиты, эффективностей групп и отдельных органов СУЗ, эффектов и коэффициентов реактивности и других величин. Все эти параметры подлежат расчёту в процессе сопровождения эксплуатации РУ АЭС.

Проблема определения эксплуатационных пределов связана также со следующими двумя объективно существующими положениями:

· неопределённостями данных, описывающих расчётную ней-тронно-физическую модель реактора (геометрия элементов активной зоны, топливная загрузка, длительность микрокампании и др.);

· расчётными погрешностями программных средств, используемых при определении физических характеристик реактора.

Поэтому оценка расчётных (теоретических) погрешностей также требует использования прецизионных программных средств, позволяющих при определении эксплуатационных пределов получать снижение величины этих погрешностей по отношению к точной модели описания нейтронного поля. Их применение должно базироваться на использовании результатов эксплуатационных измерений в течение работы реактора на номинальном уровне мощности и учитывать следующие физические эффекты:

· тепловое расширение топлива и его распухание за счёт радиационного облучения с увеличением высоты твэл’ов по сборке;

· термическое расширение и радиационное распухание столба поглотителя в стержнях органов регулирования СУЗ;

· непрерывность движения органов регулирования СУЗ в расчёте запаса реактивности (в отличие от обычного расчёта двух состояний – верхнего и нижнего).

Физические характеристики реактора «полный мощностной коэффициент реактивности», а также «коэффициент реактивности по температуре теплоносителя на входе в активную зону» следует отнести к классу динамических характеристик, что следует уже из их определений [5, 6]. И для их точного получения следует использовать алгоритмы динамического расчёта реактора, включающие расчёт распределённых обратных связей. При определении эксплуатационного предела величины запаздывающих нейтронов должны быть учтены современные оценки этих данных.

Для контроля качества результатов, получаемых в программах, используемых для расчётного обеспечения эксплуатации, необходимо также регулярное проведение расчётов тестовых задач (бенчмарков), соответствующих каждому типу ядерных реакторов (для ВВЭР см. Приложение 1)

Для обеспечения надёжной и безопасной эксплуатации АЭС необходимо также своевременное определение уровня разгерметизации тепловыделяющих элементов, который определяется по степени активности теплоносителя. Методы контроля герметичности оболочек (КГО) основаны на измерении утечки продуктов деления из негерметичных кассет путём анализа активности проб теплоносителя. При эксплуатации реакторной установки, согласно требованиям ПБЯ РУ АС-89/91, должна быть обеспечена возможность оперативной оценки количества повреждённых твэл’ов по активности теплоносителя, установления факта повреждения оболочек твэл’ов, с целью обоснования возможности продолжения эксплуатации после нарушений нормальной эксплуатации и аварийных ситуаций. Надёжным способом определения степени герметичности твэл’ов следует считать анализ активности продуктов деления в теплоносителе. Поэтому основная задача проведения КГО твэл’ов - это измерение удельной активности т.н. "реперных" изотопов некоторых продуктов деления и сравнение полученных результатов с заранее установленными пределами (эксплуатационными и пределами безопасной эксплуатации).

Эксплуатационным пределом работы РУ по суммарной удельной активности радионуклидов йода в теплоносителе первого контура является величина 3,7*10⁷ Бк/кг (1,0*10^-3 Ки/кг), соответствующая эксплуатационному пределу по числу негерметичных твэл’ов, равному 0,2% газонеплотных твэл’ов и 0,02% твэл’ов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем.

Пределом безопасной эксплуатации РУ по суммарной удельной активности радионуклидов йода в теплоносителе 1-го контура является величина 1,85*10⁸ Бк/кг (5,0*10^-3 Ки/кг), соответствующая пределу безопасной эксплуатации по числу негерметичных твэл’ов, равному 1% газонеплотных, и 0,1% от количества твэл’ов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем.

Методы контроля герметичности оболочек твэл’ов основаны на измерении утечки продуктов деления из негерметичных кассет путем анализа активности проб теплоносителя. Различают следующие виды контроля состояния активной зоны или контроля герметичности оболочек (КГО) твэл’ов:

• периодический КГО твэл’ов работающего реактора методом отбора проб теплоносителя;
• непрерывный КГО твэл’ов работающего реактора с помощью радиометрической и спектрометрической аппаратуры безпробоотборным методом;
• КГО и обнаружение ТВС с негерметичными твэл’ами в остановленном реакторе в период перегрузки топлива (стендовый).

Блок АЭС должен быть остановлен, если установленный предел безопасной эксплуатации не может быть соблюден при работе реактора на мощности. Конкретный предел считается превышенным, если разность между среднеарифметическим значением суммарной активности, полученным при измерении трех независимых проб теплоносителя, отобранных в течение временного интервала не менее 4-х часов и погрешностью этого значения превышает установленную величину предела. Если значения активности по I¹³¹ и I¹³⁴ за весь период эксплуатации одновременно не превышали уровень 3,7*10⁴ Бк/кг (1,0*10^-6 Ки/кг), то делается вывод об отсутствии в составе эксплуатируемой топливной загрузки негерметичных твэл’ов.

При выполнении хотя бы одного из двух условий:

· значение суммарной активности по йоду превысило величину 7,4*10⁶ Бк/кг (2,0*10^-4 Ки/кг),

· значение активности по I¹³¹ превысило величину 3,7*10⁵ Бк/кг (1,0*10⁵ Ки/кг),