Министерство образования и науки российской федерации

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

ИАТЭ НИЯУ МИФИ

А. И. Невиница, В. А. Невиница

Нейтронно-физические основы

расчётного обеспечения эксплуатации

реакторов АЭС. Часть 1.

Учебное пособие по курсу лекций

«Расчётное обеспечение эксплуатации реакторов АЭС»

Обнинск, 2012

Аннотация

В учебном пособии изложены подходы к практическому применению основных методов расчёта нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов, необходимых как для проектирования, так и для расчётного обеспечения эксплуатации ядерных реакторов атомных электростанций (АЭС). Учебный материал курса излагается на основе принципов нейтронной физики, применяемых для решения уравнения переноса нейтронов в приближении используемого метода решения, необходимого для получения правильного результата.

Целью данного пособия является обеспечение студентов знаниями о методах и способах анализа и решения основных задач эксплуатации ядер-ных реакторов на АЭС, требующих применения нейтронно-физических расчётов. Знания, полученные студентами при изучении материалов курса, необходимы для осознанного использования расчётных программ, для правильной интерпретации получаемых результатов и, в итоге, при выпол-нении ими курсовых и дипломных проектов.

Материалы пособия предназначены для студентов, обучающихся по специальности 170500 – «Разработка, исследование и эксплуатация ядерных реакторов» направления подготовки 651000 – «Ядерные физика и технологии», обучающихся по программе «Расчётное обеспечение эксплуатации реакторов АЭС» на физико-энергетическом факультете ИАТЭ НИЯУ МИФИ.

Темплан 2012 г.

Предисловие

В учебном пособии изложены основы практических приложений современной теории ядерных реакторов в свете применяющихся в настоящее время методов расчёта нейтронно-физических характеристик, необходимых как для проектирования, так и для расчётного обеспечения эксплуатации ядерных реакторов атомных электростанций.

Основной целью соответствующего курса лекций является обеспечение студентов знаниями о методах и способах анализа и решения основных задач эксплуатации ядерных реакторов на АЭС, требующих применения нейтронно-физических расчётов, а также о возможностях вычислительных программ, использующихся в процессе сопровождения эксплуатации реакторов.

В пособии по данному курсу представлены учебные материалы по вопросам расчёта реактивностей в проблеме управления ядерным реактором, расчёта эффективности поглощающих стержней, гетерогенных выгорающих поглотителей. Изложены материалы по проблемам анализа энерговыделения, включая его профилирование в стационарном режиме перегрузок ядерного топлива.

Значительное внимание уделено вопросам учёта гетерогенности и макрогетерогенности в расчёте нейтронно-физических характеристик реакторов.

Рассмотрена проблема чувствительности параметров ядерного реактора к изменениям ядерно-физических констант, определяющая взаимосвязанность реакторных параметров, их зависимость от изменений физических величин в материальной среде реактора.

Показана необходимость определения величины константной и методической погрешностей расчёта параметров ядерного реактора для программ расчётного сопровождения эксплуатации реакторов. Установление на этой основе границ применимости алгоритмов и программ обеспечивает, в итоге, корректность получаемых по ним результатов расчётов.

Непременным условием завершённости курса лекций по расчётному сопровождению эксплуатации реакторов является также предоставленная в нём возможность расчёта специальных задач на основе т.н. системы бенчмарков, необходимых для контроля получаемых результатов расчёта параметров реакторов. Сведения о них по тестированию алгоритмов программ (и данные для ВВЭР) приведены в материалах, предоставленных И.Р.Сусловым, которому авторы выражают свою благодарность.

Знания, полученные студентами при изучении материалов курса, необходимы для осознанного использования расчётных программ, для правильной интерпретации получаемых результатов, а также при выполнении ими курсовых и дипломных проектов.

Материалы пособия предназначены для студентов, обучающихся по специальности 170500 – «Разработка, исследование и эксплуатация ядерных реакторов» направления подготовки 651000 – «Ядерные физика и технологии», обучающихся по программе «Расчётное обеспечение эксплуатации реакторов АЭС» на физико-энергетическом факультете ИАТЭ НИЯУ МИФИ.

Нейтронно-физические задачи

расчётного обеспечения эксплуатации реакторов АЭС

Основной задачей эксплуатации ядерных реакторов АЭС является постоянный оперативный контроль эксплуатационных параметров, который достигается с помощью расчётов величин этих параметров и их измерений при эксплуатации. В нормативных документах Ростехнадзора по техническому обеспечению безопасности реакторов АЭС выделяются следующие три уровня эксплуатации:

• нормальная эксплуатация (НЭ);

• нарушения нормальной эксплуатации (ННЭ) или предаварийные ситуации;

• проектные аварии (ПА) и запроектные аварии (ЗПА).

Ввиду высокой скорости протекания физических процессов в активной зоне реактора для достижения предельной безопасности реакторной установки (РУ) требуется чёткое определение границ эксплуатационных параметров и жёсткое их выполнение в процессе работы реактора.

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.

Запроектные аварии

Проектные пределы для аварий