Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000
Рассмотрена расчетная модель реакторной установки ВВЭР-1000 на основе точечной нейтронной кинетики с учетом обратных связей по эффектам реактивности, а также с учетом изменения основных параметров модели от температур и давлений, достигаемых в топливе и теплоносителе в ходе переходных процессов. Ин...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Дата: | 2013 |
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Russian |
| Опубліковано: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2013
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113411 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000 / В.И. Борисенко, В.В. Горанчук // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2013. — Вип. 20. — С. 28-36. — Бібліогр.: 13 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-113411 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Борисенко, В.И. Горанчук, В.В. 2017-02-07T21:10:01Z 2017-02-07T21:10:01Z 2013 Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000 / В.И. Борисенко, В.В. Горанчук // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2013. — Вип. 20. — С. 28-36. — Бібліогр.: 13 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113411 621.039.58 Рассмотрена расчетная модель реакторной установки ВВЭР-1000 на основе точечной нейтронной кинетики с учетом обратных связей по эффектам реактивности, а также с учетом изменения основных параметров модели от температур и давлений, достигаемых в топливе и теплоносителе в ходе переходных процессов. Интерес к точечной модели нейтронной кинетики реактора объясняется тем, что моделирование с помощью трехмерных нейтронных кодов переходного процесса в ВВЭР-1000, вызванного срабатыванием ускоренной предупредительной защиты вследствие отказа части основного оборудования энергоблока, существенно отличается от наблюдаемых на практике по ряду важных параметров, например по скорости набора нейтронной мощности после падения одной группы ОР СУЗ. В статье представлены результаты моделирования и сравнения с реаль- ными данными, полученными во время срабатывания ускоренной предупредительной защиты на энергоблоках с ВВЭР-1000 АЭС Украины в разные моменты топливной кампании. Определены консервативные параметры модели для проведения анализа реактивностных аварий. Розглянуто розрахункову модель реакторної установки ВВЕР-1000 на основі точкової нейтронної кінетики з урахуванням зворотних зв'язків по ефектах реактивності, а також з урахуванням зміни основних параметрів моделі від температури й тиску, що досягаються в паливі та теплоносії у ході перехідних процесів. Інтерес до точкової моделі нейтронної кінетики реактора пояснюється тим, що моделювання за допомогою тривимірних нейтронних кодів перехідного процесу у ВВЕР-1000, спричиненого спрацюванням прискореного попереджувального захисту внаслідок відмови частини основного обладнання енергоблока, істотно відрізняється від спостережуваних на практиці по ряду важливих параметрів, наприклад по швидкості набору нейтронної потужності після падіння однієї групи ОР СУЗ. У статті представлено результати моделювання та порівняння з реальними даними, отриманими під час спрацьовування прискореного попереджувального захисту на енергоблоках з ВВЕР-1000 АЕС України в різні моменти паливної кампанії. Визначено консервативні параметри моделі для проведення аналізу реактивносних аварій. The article considers the computational model of the reactor VVER-1000 on the basis of the point neutron kinetics including the feedback on the reactivity effects as well as variations in the basic parameters of the model from temperatures and pressures present in the fuel and coolant during the transient processes. Interest in the point model of a neutron reactor kinetics explained by the fact that modeling with the help of three-dimensional neutron codes of transient process in VVER-1000, caused by the tripping of accelerated unit unloading due to failure of the primary equipment of power generating unit is significantly different from those observed in practice for a number of important parameters such as on the rate of increase of the neutron power after falling of one group control rods. During the operation in design mode of accelerated unit unloading on several units with VVER-1000 occurred scrams over the period of the reactor, which has not previously been observed. The article represents results of simulation and comparison with real data obtained during the operation of accelerated unit unloading on VVER-1000 nuclear power plants of Ukraine at different fuel campaign moments. Conservative model parameters are defined for the analysis of reactivity accidents. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000 Визначення консервативних параметрів моделі реактора для дослідження перехідних режимів роботи ВВЕР-1000 Determination of conservative parameters of model of reactor for research of transient of VVER-1000 Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000 |
| spellingShingle |
Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000 Борисенко, В.И. Горанчук, В.В. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title_short |
Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000 |
| title_full |
Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000 |
| title_fullStr |
Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000 |
| title_full_unstemmed |
Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000 |
| title_sort |
определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ввэр-1000 |
| author |
Борисенко, В.И. Горанчук, В.В. |
| author_facet |
Борисенко, В.И. Горанчук, В.В. |
| topic |
Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet |
Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| publishDate |
2013 |
| language |
Russian |
| container_title |
Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| publisher |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Визначення консервативних параметрів моделі реактора для дослідження перехідних режимів роботи ВВЕР-1000 Determination of conservative parameters of model of reactor for research of transient of VVER-1000 |
| description |
Рассмотрена расчетная модель реакторной установки ВВЭР-1000 на основе точечной нейтронной кинетики с учетом обратных связей по эффектам реактивности, а также с учетом изменения основных параметров
модели от температур и давлений, достигаемых в топливе и теплоносителе в ходе переходных процессов. Интерес к точечной модели нейтронной кинетики реактора объясняется тем, что моделирование с помощью трехмерных нейтронных кодов переходного процесса в ВВЭР-1000, вызванного срабатыванием ускоренной предупредительной защиты вследствие отказа части основного оборудования энергоблока, существенно отличается
от наблюдаемых на практике по ряду важных параметров, например по скорости набора нейтронной мощности
после падения одной группы ОР СУЗ. В статье представлены результаты моделирования и сравнения с реаль-
ными данными, полученными во время срабатывания ускоренной предупредительной защиты на энергоблоках
с ВВЭР-1000 АЭС Украины в разные моменты топливной кампании. Определены консервативные параметры
модели для проведения анализа реактивностных аварий.
Розглянуто розрахункову модель реакторної установки ВВЕР-1000 на основі точкової нейтронної кінетики з урахуванням зворотних зв'язків по ефектах реактивності, а також з урахуванням зміни основних параметрів моделі від температури й тиску, що досягаються в паливі та теплоносії у ході перехідних процесів. Інтерес
до точкової моделі нейтронної кінетики реактора пояснюється тим, що моделювання за допомогою тривимірних нейтронних кодів перехідного процесу у ВВЕР-1000, спричиненого спрацюванням прискореного попереджувального захисту внаслідок відмови частини основного обладнання енергоблока, істотно відрізняється від
спостережуваних на практиці по ряду важливих параметрів, наприклад по швидкості набору нейтронної потужності після падіння однієї групи ОР СУЗ. У статті представлено результати моделювання та порівняння з реальними даними, отриманими під час спрацьовування прискореного попереджувального захисту на енергоблоках з ВВЕР-1000 АЕС України в різні моменти паливної кампанії. Визначено консервативні параметри моделі
для проведення аналізу реактивносних аварій.
The article considers the computational model of the reactor VVER-1000 on the basis of the point neutron kinetics
including the feedback on the reactivity effects as well as variations in the basic parameters of the model from
temperatures and pressures present in the fuel and coolant during the transient processes. Interest in the point model of
a neutron reactor kinetics explained by the fact that modeling with the help of three-dimensional neutron codes of
transient process in VVER-1000, caused by the tripping of accelerated unit unloading due to failure of the primary
equipment of power generating unit is significantly different from those observed in practice for a number of important
parameters such as on the rate of increase of the neutron power after falling of one group control rods. During the
operation in design mode of accelerated unit unloading on several units with VVER-1000 occurred scrams over the
period of the reactor, which has not previously been observed. The article represents results of simulation and
comparison with real data obtained during the operation of accelerated unit unloading on VVER-1000 nuclear power
plants of Ukraine at different fuel campaign moments. Conservative model parameters are defined for the analysis of
reactivity accidents.
|
| issn |
1813-3584 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113411 |
| citation_txt |
Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000 / В.И. Борисенко, В.В. Горанчук // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2013. — Вип. 20. — С. 28-36. — Бібліогр.: 13 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT borisenkovi opredeleniekonservativnyhparametrovmodelireaktoradlâissledovaniâperehodnyhrežimovrabotyvvér1000 AT gorančukvv opredeleniekonservativnyhparametrovmodelireaktoradlâissledovaniâperehodnyhrežimovrabotyvvér1000 AT borisenkovi viznačennâkonservativnihparametrívmodelíreaktoradlâdoslídžennâperehídnihrežimívrobotivver1000 AT gorančukvv viznačennâkonservativnihparametrívmodelíreaktoradlâdoslídžennâperehídnihrežimívrobotivver1000 AT borisenkovi determinationofconservativeparametersofmodelofreactorforresearchoftransientofvver1000 AT gorančukvv determinationofconservativeparametersofmodelofreactorforresearchoftransientofvver1000 |
| first_indexed |
2025-11-26T01:39:27Z |
| last_indexed |
2025-11-26T01:39:27Z |
| _version_ |
1850602675814531072 |
| fulltext |
28 ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2013 ВИП. 20
УДК 621.039.58
В. И. Борисенко, В. В. Горанчук
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, ул. Лысогорская, 12, корп. 106, Киев, 03028, Украина
ОПРЕДЕЛЕНИЕ КОНСЕРВАТИВНЫХ ПАРАМЕТРОВ МОДЕЛИ РЕАКТОРА
ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМОВ РАБОТЫ ВВЭР-1000
Рассмотрена расчетная модель реакторной установки ВВЭР-1000 на основе точечной нейтронной кине-
тики с учетом обратных связей по эффектам реактивности, а также с учетом изменения основных параметров
модели от температур и давлений, достигаемых в топливе и теплоносителе в ходе переходных процессов. Ин-
терес к точечной модели нейтронной кинетики реактора объясняется тем, что моделирование с помощью трех-
мерных нейтронных кодов переходного процесса в ВВЭР-1000, вызванного срабатыванием ускоренной преду-
предительной защиты вследствие отказа части основного оборудования энергоблока, существенно отличается
от наблюдаемых на практике по ряду важных параметров, например по скорости набора нейтронной мощности
после падения одной группы ОР СУЗ. В статье представлены результаты моделирования и сравнения с реаль-
ными данными, полученными во время срабатывания ускоренной предупредительной защиты на энергоблоках
с ВВЭР-1000 АЭС Украины в разные моменты топливной кампании. Определены консервативные параметры
модели для проведения анализа реактивностных аварий.
Ключевые слова: ВВЭР, взаимодействующие коды, модель кинетики нейтронов в реакторе, ускоренная
предупредительная защита, реактивностная авария.
Применение нестационарных взаимодействующих расчетных кодов с трехмерной нейтронной
кинетикой позволяют снять излишний консерватизм при анализе безопасности реакторных установок
(РУ) при рассмотрении реактивностных аварий. В реактивностных авариях определяющую роль на
перераспределение нейтронных полей играет либо ассиметричное возмущение, вносимое в активную
зону (выброс органа регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ), разрыв паропровода
на одной из петель, подключение ранее не работающей петли и др.), либо значительное простран-
ственное перераспределение энерговыделения по объему активной зоны, вызванное различными
причинами. В этом случае применение точечной модели кинетики нейтронов в реакторе приводит к
значительным погрешностям в определении критических для анализа безопасности параметров (тем-
пературы топлива и оболочки твэлов, запас до кризиса теплообмена, энтальпия топлива и др.). По-
этому применение расчетных кодов с трехмерной нейтронной кинетикой является обязательной (ре-
комендуемой) при анализе безопасности ВВЭР, в частности реактивностных аварий.
Широкое применение расчетных кодов с трехмерной нейтронной кинетикой ограничивается
значительными вычислительными и трудовыми затратами, необходимыми для их выполнения, а так-
же еще недостаточной апробированностью некоторых расчетных кодов для описания уже имеющих-
ся экспериментальных данных со значительным изменением величины и профиля энерговыделений
по объему активной зоны [1, 2]. Поэтому для упрощенного анализа безопасности нестационарных
режимов работы РУ, а также для оценочных расчетов при анализе проектных аварий широко приме-
няются расчетные коды с точечной моделью нейтронной кинетики [3 - 6].
Рассмотрим на примере упрощенной точечной модели реактора возможность описания слож-
ных переходных режимов на ВВЭР-1000 со срабатыванием ускоренной предупредительной защиты
(УПЗ). В случае проектного срабатывания УПЗ нет ассиметричного возмущения в активной зоне, пе-
рераспределение энергораспределения происходит между нижней и верхней половинами активной
зоны. В основном это происходит за счет действия обратной связи по температуре теплоносителя,
среднее значение которой в верхней части реактора падает более существенно, чем в нижней. Инте-
рес к моделированию режима УПЗ объясняется существенными отличиями между проектным проте-
канием режима УПЗ и наблюдаемыми в последние годы на ряде ВВЭР-1000 [1 - 4].
Причины такого отличия известны: это увеличение по абсолютной величине значений коэф-
фициентов реактивности по температуре теплоносителя для тепловыделяющих сборок (ТВС) альтер-
нативной конструкции (ТВСА), по сравнению, с ранее применявшимися ТВС, а также уменьшение
времени падения ОР СУЗ со среднего времени падения ~ 3 с в конце 90-х годов прошлого века, до
~1,5 с после реализации мероприятий по исключению «затирания» ОР СУЗ.
© В. И. Борисенко, В. В. Горанчук, 2013
ОПРЕДЕЛЕНИЕ КОНСЕРВАТИВНЫХ ПАРАМЕТРОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2013 ВИП. 20 29
Точечная модель кинетики нейтронов в реакторе
Изменение во времени поведения нейтронной мощности точечного реактора хорошо описы-
вается уравнениями точечной нейтронной кинетики. Без внешнего источника нейтронов и при учете
шести групп ядер-предшественников запаздывающих нейтронов уравнения кинетики нейтронов то-
чечного реактора имеют следующий вид [7]:
)()(
)()(
tctN
l
t
dt
tdN
ii
i
∑+−= λβρ
, (1)
)()(
)(
tctN
ldt
tdc
ii
ii λβ −= , (2)
где )(tN - плотность потока нейтронов (нейтронная мощность реактора); )(tρ - реактивность; β -
эффективная доля запаздывающих нейтронов; iβ - доля запаздывающих нейтронов от ядер-
предшественников і-й группы; iλ - постоянная распада ядер-предшественников і-й группы; l - сред-
нее время генерации мгновенных нейтронов ; )(tci - концентрация ядер-предшественников і-й груп-
пы запаздывающих нейтронов.
Для численного решения уравнений кинетики (1, 2) определим итерационную процедуру, для
чего разложим в ряд Тейлора функции плотности потока нейтронов
2
2
2
1
( ) ( ) ...
2!
dN d N
N t h N t h h
dt dt
+ = + + + (3)
и функции концентрации ядер-предшественников, в результате имеем
2
2
2
1
( ) ( ) ...
2!
i i
i i
dc d c
c t h c t h h
dt dt
+ = + + + (4)
Ограничиваясь рассмотрением только членов первого порядка малости по h, определим из (1)
итерационную формулу определения плотности потока нейтронов )( htN + через шаг по времени h
по плотности потока нейтронов ( )N t во время t.
( )
( ) ( ) ( ) ( )i i
i
t
N t h N t h N t h c t
l
ρ β λ−+ = + + ∑ . (5)
Аналогично концентрация ядер-предшественников запаздывающих нейтронов может быть
рассчитана из уравнения (2), (4), а именно
ii
i
ii
chtN
l
htcc ht λ
β
−+=+ )()()( . (6)
Если необходимо увеличить точность, то можно учитывать и другие члены разложения, так,
например, для учета второго члена малости необходимо продифференцировать уравнения (1) и (2)
dt
tdC
dt
tdN
l
t
dt
tNd i
i
i
)()()()(
2
2
∑+−= λβρ
, (7)
dt
tdC
dt
tdN
ldt
tCd i
i
ii )()()(
2
2
λβ −= , (8)
и подставить уравнения (7) и (8), соответственно в уравнения (3) и (4), и т.д.
Влияние обратных связей в модели реактора учитываются путем определения изменения ре-
активности реактора на каждом расчетном шаге, определяемой как сумма введенной реактивности за
В. И. БОРИСЕНКО, В. В. ГОРАНЧУК
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2013 ВИП. 20 30
счет перемещения ОР СУЗ, изменения концентрации борной кислоты в теплоносителе и температуры
теплоносителя на входе в реактор, а также реактивности, выделившейся в результате изменения тем-
пературы топлива и теплоносителя, давления теплоносителя и других параметров вследствие дей-
ствия эффектов реактивности и/или систем регулирования реактора:
)()()()()( tP
P
tT
T
ttt ОРСУЗ ∆
∂
∂+∆
∂
∂+∆
∂
∂+∆=∆ ρρθ
θ
ρρρ , (9)
где )(tОРСУЗρ∆ - реактивность, введенная за счет перемещения органов регулирования;
θ
ρ
∂
∂
- коэф-
фициент реактивности по температуре теплоносителя;
T∂
∂ρ
- коэффициент реактивности по темпера-
туре топлива; )(tθ∆ , )(tT∆ , )(tP∆ -
соответственно изменение средней температуры теплоносителя,
топлива и давления теплоносителя.
В температурный эффект реактивности теплоносителя основной вклад вносит изменение
плотности теплоносителя вследствие изменения температуры, вклад ядерной составляющей незначи-
телен и им можно пренебречь.
Обратная связь по эффектам реактивности
Изменение температуры топлива и теплоносителя в активной зоне реактора может быть опре-
делено из уравнений теплового баланса для топлива и теплоносителя [8]
SqVqVc
dt
Td
SV −=γ , (10)
)( вхвихTTTSTT GcSqMc
dt
d θθγθ −−= , (11)
где V - объем топлива; S - площадь боковой поверхности твэлов в активной зоне; пc - теплоемкость
топлива; пγ - плотность топлива; Тc - теплоемкость теплоносителя; Тγ - плотность теплоносителя;
ТМ - масса теплоносителя в активной зоне;
ТG - расход теплоносителя; вхθ - температура теплоно-
сителя на входе в активную зону; вихθ - температура теплоносителя на выходе из активной зоны; Vq -
объемное энерговыделение в топливе; Sq - тепловой поток с поверхности твэла.
Решением уравнений (10) и (11)являются следующие выражения:
( ) ( )
−
++=
−−−−
0101
00
1
1
1
0
001
tt
e
Vc
Ntt
eTT τ
τ
θ
γ
ττ , (12)
( ) ( )
−
++=
−−−−
⋅ 0101
11
101
tt
em
Ttt
e в
вх
в
в
в λλ θ
τ
λθθ , (13)
где
S
cM ⋅⋅
+
= α
ξ
τ
1
0 - постоянная времени твэла;
cM
cM ТТ
в ⋅
= 0ττ - постоянная времени теплоноси-
теля;
в
в
в mτ
τλ
+
=
1
;
T
TT
M
G
m
γ
2= ; ξ - термическое сопротивление твэла; α - коэффициент
теплоотдачи от оболочки твэла к теплоносителю.
ОПРЕДЕЛЕНИЕ КОНСЕРВАТИВНЫХ ПАРАМЕТРОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2013 ВИП. 20 31
По полученным соотношениям была разработана итерационная модель расчета нейтронной
мощности реактора, а также всех параметров, входящих в модель реактора при внесении возмущений
по реактивности перемещением ОР СУЗ и/или изменением входной температуры теплоносителя. До-
полнительно в модели учитывается зависимость от параметров модели: теплоемкости, плотности и
теплопроводности топлива – от температуры; теплоемкости, плотности и теплопроводности теплоно-
сителя – от температуры и давления; теплопроводности гелия и циркония – от температуры и некото-
рые другие. На рис. 1 - 6 представлены графические зависимости изменения основных параметров
модели от температуры и давления, полученные экстраполяцией соответствующих табличных значе-
ний [9 - 12].
200
300
400
500
600
700
800
0 500 1000 1500 2000 2500 3000
Температура, С
Т
е
п
л
о
е
м
ко
с
т
ь
, Д
ж
/(
кг
*С
)
8800
9000
9200
9400
9600
9800
10000
10200
0 500 1000 1500 2000 2500 3000
Температура, С
П
л
о
тн
о
с
т
ь
, к
г/
м
3
Рис. 1. Зависимость теплоемкости топлива
от температуры.
Рис. 2. Зависимость плотности топлива
от температуры.
0
1
2
3
4
5
6
7
8
0 500 1000 1500 2000 2500 3000
Температура, С
Т
е
п
л
о
п
р
о
в
о
д
н
о
с
т
ь
, В
т
/(
м
*С
)
4850
5050
5250
5450
5650
5850
6050
6250
6450
6650
270 280 290 300 310 320
Температура, С
Т
е
п
л
о
е
м
ко
с
т
ь
, Д
ж
/(к
г*
С
)
122.4
160
193.8
Давление
Рис. 3. Зависимость теплопроводности топлива
от температуры.
Рис. 4. Зависимость теплоемкости тепло-носителя
от температуры и давления.
650
670
690
710
730
750
770
790
270 275 280 285 290 295 300 305 310 315 320
Температура, С
П
л
о
т
н
о
с
т
ь
, к
г/
м
3
122.4
160
193.8
Давление
0.5
0.52
0.54
0.56
0.58
0.6
0.62
270 280 290 300 310 320
Температура, С
Т
е
п
л
о
п
р
о
в
о
д
н
о
с
ть
, В
т
/(
м
*С
)
122.4
160
193.8
Давление
Рис. 5. Зависимость плотности теплоносителя
от температуры и давления.
Рис. 6. Зависимость теплопроводности тепло-
носителя от температуры и давления.
В. И. БОРИСЕНКО, В. В. ГОРАНЧУК
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2013 ВИП. 20 32
Модель апробирована на ряде экспериментальных данных, полученных во время переходных
процессов на АЭС со снижением мощности в ходе работы УПЗ.
Были проведены расчеты, которые моделировали изменение мощности реактора в ходе рабо-
ты УПЗ на ХАЭС-2, РАЭС-3, ЗАЭС-4 (рис. 7 - 9). В качестве исходной информации приняты пара-
метры реактора для стационарного уровня мощности, расчетные значения коэффициентов реактив-
ности, интегральная и дифференциальные эффективности ОР СУЗ на соответствующий момент топ-
ливной кампании реактора. Данные по рассмотренным УПЗ представлены в таблице.
Параметры модели и данные по УПЗ на ВВЭР-1000
Параметр ХАЭС-2 РАЭС-3 ЗАЭС-4
Дата 22.09.2007 06.02.2011 31.05.2008
Тэф, сут 270 20 220
Nнач, % 98,9 98,9 99,9
Ннач, Х гр. ОР СУЗ, % 80 80 80
Эффективность группы УПЗ, βэф -1,1 -0,85 -1,02
Время падения ОР СУЗ, с 1,3 1,75 1,7
Изменение нейтронной мощности (график) Рис.7 Рис.8 Рис.9
θ
ρ
∂
∂
41059.6 −⋅− 41062.3 −⋅−
4105 −⋅−
T
ρ∂
∂
5109.2 −⋅−
51079.2 −⋅−
51083.2 −⋅−
22 сентября 2007 г. на блоке № 2 ХАЭС (3-я топливная кампания) по факту ложного форми-
рования сигнала на отключение турбопитательного насоса (ТПН) сработала УПЗ при работе реактора
на номинальной мощности. После падения группы УПЗ (вторая группа ОР СУЗ) «нейтронная» мощ-
ность реактора снизилась до 48 % Nном. Рабочая десятая группа ОР СУЗ в активную зону не погружа-
лась – оставалась в исходном положении, связано это с тем, что устройство разгрузки и ограничения
мощности (РОМ) не сработало, так как формирование сигнала на отключение ТПН было ложным.
При достижении уровня мощности 61 % Nном, был сформирован сигнал аварийной защиты (АЗ) по
периоду Т <10 с.
6 февраля 2011 г. на блоке № 3 РАЭС (27-я топливная кампания) по факту ложного формиро-
вания сигнала по уровням в подогревателях высокого давления (ПВД) были сформированы сигналы
на отключение двух ТПН - сработала УПЗ при работе реактора на номинальной мощности. После
падения группы УПЗ «нейтронная» мощность реактора снизилась до 54 % Nном. В работу вступали
быстродействующие редукционные установки БРУ-К, БРУ-А. Регламентом не было предписано ав-
томатическое срабатывание АЗ по факту отключения двух ТПН. Сигнал АЗ был сформирован через
50 с по факту отключения трех главных циркуляционных насосов вследствие падения уровней в па-
рогенераторах ниже аварийных уставок.
31 мая 2008 г. на блоке № 4 ЗАЭС в рамках реализации технического решения [13] были вы-
полнены исследования работоспособности изменений в алгоритм расчета периода в АКНП-И в диа-
пазоне мощности 25 - 75 % (после срабатывания УПЗ).
Представленное сравнение результатов экспериментальных и расчетных результатов измене-
ния нейтронной мощности ВВЭР-1000 показывает возможность корректного описания изменения
нейтронной мощности в подкритическом состоянии при работе УПЗ либо других действиях по сни-
жению мощности реактора.
В анализе безопасности особое место отводится исследованиям реактивностных аварий. По-
этому особый интерес вызывает анализ неопределенностей и степень консерватизма в различных
расчетных моделях нейтронной кинетики, применяемых для анализа безопасности ВВЭР:
в точечной модели нейтронной кинетики реактора, расчетного кода RELAP5/Mod3.2, приме-
няемого для анализа безопасности ВВЭР;
ОПРЕДЕЛЕНИЕ КОНСЕРВАТИВНЫХ ПАРАМЕТРОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2013 ВИП. 20 33
трехмерной нестационарной модели DYN3D (трехмерная модели нейтронной кинетики
HEXNEM и теплогидравлическая модель FLOCAL).
Сравнение и анализ результатов расчета некоторых реактивностных аварий по различным
расчетным кодам с точечной и трехмерной нейтронной кинетикой представляет интерес и будет про-
веден и представлен в следующих работах.
В модели РУ, представленной в настоящей статье, дополнительно выполнен выбор парамет-
ров модели для проведения консервативных расчетов переходных режимов работы РУ, УПЗ и реак-
тивностной аварии типа «выброс» ОР СУЗ. В качестве критериев выбора консервативных параметров
были рассмотрены:
достижение наибольшего (наименьшего) уровня достигнутой нейтронной мощности при вы-
бросе (падении) ОР СУЗ;
наибольшая интегральная нейтронная мощность, выделившаяся в ходе первых 10-30 секунд с
момента выброса (падения) ОР СУЗ;
влияние формы дифференциальной эффективности ОР СУЗ на максимально достижимый
уровень нейтронной мощности.
0
10
20
30
40
50
60
70
80
90
100
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Время, с
М
о
щ
н
о
с
ть
, %
данные ХАЕС расчетные данные
Рис. 7. Изменение нейтронной мощности реактора при УПЗ на ХАЭС-2.
50
55
60
65
70
75
80
85
90
95
100
0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50
Время, c
М
о
щ
н
о
с
ть
, %
данные РАЕС расчетные данные
Рис. 8. Изменение нейтронной мощности реактора при УПЗ на РАЭС-3.
В. И. БОРИСЕНКО, В. В. ГОРАНЧУК
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2013 ВИП. 20 34
50
55
60
65
70
75
80
85
90
95
100
0 5 10 15 20 25
Время, с
М
о
щ
н
о
с
т
ь
, %
данные ЗАЕС расчетные данные
Рис. 9. Изменение нейтронной мощности реактора при УПЗ на ЗАЭС-4.
Определено, что наибольший уровень нейтронной мощности достигается в модели без учета
изменения свойств топлива и теплоносителя от температуры и давлений, а наибольшая интегральная
нейтронная мощность выделяется в модели с учетом изменения свойств топлива и теплоносителя от
температуры и давлений.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Технический отчет «Модернизация проектного режима работы УРБ реакторной установки ВВЭР-1000.
Разработка ОАБ по модернизации режима работы УРБ». - ООО “ФИЗАР”, 2008.
2. Быков М.А, Алехин Г.В., Петкевич И.Г. Анализ показаний аппаратуры нейтронного потока в режимах со
срабатыванием ускоренной предупредительной защиты для реакторных установок с реактором ВВЭР-1000
// Шестая междунар. науч.-техн. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". -6-29.05.2009. (ОКБ
"ГИДРОПРЕСС", Подольск, Россия).
3. Борисенко В.І., Каденко І.М., Самойленко Д.В.. Особливості перехідного процесу в реакторній установці
ВВЕР-1000 при спрацюванні прискореного попереджувального захисту // Ядерна фізика та енергетика. -
2009. - Т. 10, № 2. - С. 157 - 164.
4. Отчет «О безопасности и устойчивости эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 в динамических
режимах со срабатыванием УПЗ (УРБ)». - ОАО «ВНИИАЭС», 2008.
5. Борисенко В.И., Крушинский А.Г., Мукоид В.П. Стандартная проблема валидации кода RELAP5 для энер-
гоблока с реактором ВВЭР-440 // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. - 2006. -
Вип. 6. - С. 41 - 48.
6. Computer code validation for transient analysis of VVER and RBMK reactors. Final RELAP5 validation plan for
application to VVER. – M., 1998. – 69 p. - (USINSC/RINSC joint project. WO 974066401).
7. Кипин Дж.Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1967. - 428 с.
8. Кузнецов И.А. Аварийные и переходные процессы в быстрых реакторах. Библиотека эксплуатационника
АЭС (т. 17). - М.: Энергоатомиздат, 1987. - С. 171.
9. Итоговый отчет. Отчет по анализу безопасности. Анализ запроектных аварий энергоблока № 5 ЗАЭС. За-
порожская АЭС. 21.5.59.ОБ.03, 2008.
10. Александров А.А., Григорьев Б.А. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. – М.: Изд-во
МЭИ, 1999. - 168 с.
11. Кирилов П.Л., Богословская Г.П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках – М.: Энерго-
атомиздат, 2000. - 456 с.
12. Окончательный отчет по анализу безопасности. Т. 4. Гл. 4. Реактор. Ч. 3. Нейтронно- физические расчеты.
43-923.203.254.ОБ.04.03. Ред. 1. Ф. Хмельницкая АЭС. Энергоблок № 2. - 2005.
13. Отраслевое техническое решение. ОТР 1234.03.127-08. НАЭК «Энергоатом» «Об изменении алгоритма
формирования сигнала АЗТ при УПЗ». - 2008.
ОПРЕДЕЛЕНИЕ КОНСЕРВАТИВНЫХ ПАРАМЕТРОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2013 ВИП. 20 35
В. І. Борисенко, В. В. Горанчук
Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Лисогірська, 12, корп. 106, Київ, 03028, Україна
ВИЗНАЧЕННЯ КОНСЕРВАТИВНИХ ПАРАМЕТРІВ МОДЕЛІ РЕАКТОРА
ДЛЯ ДОСЛІДЖЕННЯ ПЕРЕХІДНИХ РЕЖИМІВ РОБОТИ ВВЕР-1000
Розглянуто розрахункову модель реакторної установки ВВЕР-1000 на основі точкової нейтронної кіне-
тики з урахуванням зворотних зв'язків по ефектах реактивності, а також з урахуванням зміни основних параме-
трів моделі від температури й тиску, що досягаються в паливі та теплоносії у ході перехідних процесів. Інтерес
до точкової моделі нейтронної кінетики реактора пояснюється тим, що моделювання за допомогою тривимір-
них нейтронних кодів перехідного процесу у ВВЕР-1000, спричиненого спрацюванням прискореного попе-
реджувального захисту внаслідок відмови частини основного обладнання енергоблока, істотно відрізняється від
спостережуваних на практиці по ряду важливих параметрів, наприклад по швидкості набору нейтронної потуж-
ності після падіння однієї групи ОР СУЗ. У статті представлено результати моделювання та порівняння з ре-
альними даними, отриманими під час спрацьовування прискореного попереджувального захисту на енергобло-
ках з ВВЕР-1000 АЕС України в різні моменти паливної кампанії. Визначено консервативні параметри моделі
для проведення аналізу реактивносних аварій.
Ключові слова: ВВЕР, взаємодіючі коди, модель кінетики нейтронів у реакторі, прискорений попе-
реджувальний захист, реактивнісна аварія.
V. I. Borysenko, V. V. Goranchuk
Institute for safety problems of nuclear power plants NAs of Ukraine, 12, Lysogirska str., building 106,
Kyiv, 03028, Ukraine
DETERMINATION OF CONSERVATIVE PARAMETERS OF MODEL OF REACTOR
FOR RESEARCH OF TRANSIENT OF VVER-1000
The article considers the computational model of the reactor VVER-1000 on the basis of the point neutron ki-
netics including the feedback on the reactivity effects as well as variations in the basic parameters of the model from
temperatures and pressures present in the fuel and coolant during the transient processes. Interest in the point model of
a neutron reactor kinetics explained by the fact that modeling with the help of three-dimensional neutron codes of
transient process in VVER-1000, caused by the tripping of accelerated unit unloading due to failure of the primary
equipment of power generating unit is significantly different from those observed in practice for a number of important
parameters such as on the rate of increase of the neutron power after falling of one group control rods. During the
operation in design mode of accelerated unit unloading on several units with VVER-1000 occurred scrams over the
period of the reactor, which has not previously been observed. The article represents results of simulation and
comparison with real data obtained during the operation of accelerated unit unloading on VVER-1000 nuclear power
plants of Ukraine at different fuel campaign moments. Conservative model parameters are defined for the analysis of
reactivity accidents.
Keywords: VVER, interacting codes, kinetics model of neutrons in a reactor, accelerated unit unloading, reac-
tivity accident.
REFERENCES
1. Technical Report "Modernization design operation AUU on VVER-1000. SAR development to modernize the
operation of AUU". "FIZAR". L.t.d., 2008. (Rus)
2. Bykov M.A., Alechin G.V., Petkevich I.G. Analysis of the statements of the neutron flux monitoring system with
operation accelerated unit unloading for reactor units with VVER-1000 (The 6th Intern. Scientific and Technical
Conf. "Safety Assurance on NPP with WWER."-6-29.05.2009. (OKB “GIDROPRESS”, Podolsk, Russia). (Rus)
3. Borysenko V.I., Kadenko I.M., Samoilenko D.V. WWER-1000 accelerated unit uploading activation transient
features // Nuclear Physics and Power Engineering. - 2009 . - Vol. 10, № 2. – P. 157 - 164. (Ukr)
4. Technical Report "On the safety and stability of NPPs with VVER-1000 under dynamic conditions with operation
of AUU." - ОАО «VNIIAES», 2008. (Rus)
5. Borysenko V.I., Krushynsky A.G., Mukoyd V.P. Standard problem validation code RELAP5 for WWER-440 //
Problemy bezpeky atomnyh electrostantsiy i Chornobylya (Problems of nuclear power plants and of Chornobyl).
- 2006. - Iss. 6. – P. 41 - 48. (Rus)
6. Computer code validation for transient analysis of VVER and RBMK reactors. Final RELAP5 validation plan for
application to VVER. – Moskva, 1998. - 69 p. - (USINSC/RINSC joint project. WO 974066401).
7. Keepin G.R. Physics of nuclear kinetics. – Addison-Wesley Pub. Co., Inc. - 1965. – P. 435.
В. И. БОРИСЕНКО, В. В. ГОРАНЧУК
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2013 ВИП. 20 36
8. Kuznetzov I.A. Emergency and transitional processes in fast reactors. Library Plant Operator (t. 17). - Moskva:
Energoatomizdat, 1987. – P. 171. (Rus)
9. Final Report. Safety Analysis Report. Analysis of beyond design basis accidents unit # 5 ZNPP. Zaporizhzhya
NPP.21.5.59.ОБ.03, 2008. (Rus)
10. Alexandrov A.A., Grigorev B.A. Tables of thermophysical properties of water and steam. – Moskva: Publishing
House of Moscow Power Engineering Institute, 1999. – 168 р. (Rus)
11. Kirilov P.L., Bogoslovskaya G.P. Heat and mass transfer in nuclear power plants – Moskva: Energoatomizdat,
2000. – 456 p. (Rus)
12. Final Safety Analysis Report. T. 4. Chap. 4. Reactor. Part 3. Neutronic calculations. 43-923.203.254.ОБ.04.03.
Rev. 1. Ф. Khmelnitsky NPP. Unit # 2. - 2005. (Rus)
13. Branch solution. OTR 1234.03.127-08. NAEC "Energoatom" «On the change of the signal algorithm AZT at
AUU». - 2008. (Rus)
Надійшла 23.04.2012
Received 23.04.2012
|