Метод спектральной проекции для обработки результатов реакторных измерений и оценки параметров ядерной безопасности

• Автор: Черезов, Алексей Леонидович
• Шифр специальности: 05.13.18
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2011
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 134 с. : ил.

В материалах диссертации используются следующие термины и сокращения:
а.з. - активная зона
АЗ - стержни аварийной защиты
АЗК - абстрактная задача Коши
БН - ядерный реактор с натриевым теплоносителем
ВВЭР - энергетический реактор с водным замедлителем и теплоносителем
НФР - нейтронно-физический расчет
ОРУК - обращенные решения уравнений (нейтронной) кинетики
ПС - программное средство
РБМК - канальный реактор большой мощности
СУЗ - система управления и защиты ядерного реактора
СП - спектральная проекция
с.э. - собственные элементы
с.ф. - собственные функции
С.З. - собственные значения
ЯР - ядерный реактор
ЯЭУ - ядерная энергетическая установка
Глава 1. Анализ методов определения реактивности
Раздел 1. Газокинетическая модель нейтронной кинетики
Раздел 2. Анализ методов определения реактивности
Раздел 3. Многогрупповая диффузионная модель нейтронной кинетики
Раздел 4. Анализ методической погрешности метода ОРУК
Раздел 5. Метод спектральной проекции
Раздел 6. Приближенные методы определения реактивности
Раздел 7. Область применимости методов СП и ОРУК-СП
Раздел 8. Заключение к первой главе
Глава 2. Анализ погрешности метода спектральной проекции
Раздел 1. Источники погрешности метода СП
Раздел 2. Погрешность определения собственного значения Е,о
Раздел 3. Анализ возмущения собственных функций и значений
оператора нейтронной кинетики
Раздел 4. Динамическое восстановления нейтронного поля
Раздел 5. Заключение ко второй главе
Глава 3. Расчетный анализ методов СП и ОРУК-СП
Раздел 1. Анализ методов определения реактивности
с использованием одномерной модели
Раздел 2. Программа нейтронно-физического расчета Neutron 3D
Раздел 3. Оценка эффективности методов СП и ОРУК-СП
с использованием трехмерной модели РБМК
Раздел 4. Обработка данных измерений подкритичности стенда РБМК
Раздел 5. Заключение к третьей главе
Заключение
Список литературы
Приложения
Приложение А. Численная схема алгоритма ОРУК
Приложение Б. Одномерная расчетная модель
Приложение В. Расчетная модель реактора РБМК
Приложение Г. Описание критического стенда
Приложение Д. Модель критического стенда
В связи с высокой потенциальной опасностью и капиталоемкостью ядерных технологий, к процессу производства энергии на ядерных энергетических установках предъявляются высокие требования по ядерной безопасности [86] и экономической эффективности [90]. Прежде всего эти требования должны удовлетворяться за счет использования продуманных конструкторских решений, разрабатываемых на стадии проектирования ядерной установки и выбора наилучшей композиции топливной загрузки. Из-за непрерывного развития технологий ядерного топливного цикла, включая разработку новых видов ядерного топлива, загрузка активной зоны на отечественных реакторах часто претерпевает изменения в ходе эксплуатации ядерной энергетической установки (ЯЭУ). По этой причине в Российской Федерации особое внимание уделяется задачам расчетноэкспериментального обоснования эффективности, безопасности и прогноза поведения реактора. Важную роль при эксплуатации энергетических установок играют задачи оперативного контроля, управления и диагностики состояния ядерного реактора.
Задача оперативного контроля состоит в наблюдении за состоянием реактора и в выявлении отклонений в его работе от режима нормальной эксплуатации. Контроль осуществляется по определенному набору нейтронно-физических характеристик (НФХ) -параметров безопасности - которые характеризуют текущее состояние реактора, а также уровень его безопасности. К числу этих параметров относятся: эффекты и коэффициенты реактивности, оперативный запас реактивности, эффективность ("веса") органов регулирования и органов аварийной защиты (АЗ), коэффициенты неравномерности полей и др. (таблица 1).
Таблица 1.
Контролируемые нейтронно-физические характеристики [87, 88]
Эффекты реактивности Эффект реактивности при изменении мощности реактора, при обезвоживании каналов; эффективность органов регулирования; подкритичность реактора; запас реактивности; пустотный эффект реактивности.
Коэффициенты реактивности Коэффициенты реактивности по мощности реактора, по температуре, давлению, плотности теплоносителя, по парообразованию, по температуре графита (в РБМК).
Другие характеристики Параметры ксеноновых колебаний, коэффициенты неравномерности, эффективная доля запаздывающих нейтронов.
По значениям этих нейтронно-физических характеристик делается вывод о текущем уровне безопасности ядерного реактора: если полученные значения параметров

и не играют роли в его управлении. В качестве иллюстрации можно рассмотреть следующий пример (рис. 3).
Рис. 3. Схема тороидального реактора. Рис. 4. Влияние динамической реактивности
на нейтронную мощность, = 0 (а = 105 см/с, R = 100 см, со = 2тс рад/с).
Реактор в форме тора с большим радиусом R и малым радиусом г погружен в поглощающую нейтроны среду (абсолютно черное тело). Большая часть тора выполнена из материала, характеризуемого материальным параметром к. Выделенный сегмент А имеет материальный параметр кг ф к. Размеры R, г и параметры к, кг реактора подобраны так, что кэф = 1, = 0, р = 0. Мощность нейтронного поля ||Ло(г, v)||i s д dtN(r, v, /)|,=о = 0.
В силу симметрии при любом повороте сегмента А вокруг центральной оси Oz значения кэф, до, Р не изменяться, поэтому при вращении А вокруг Oz с угловой частотой © реактор все время остается критическим. Нейтронная плотность N{ г, v, t) будет перераспределяться со временем. При этом в зависимости от соотношения к/к2 нейтронная мощность ||jV(r, v, Olli ,будет или увеличиваться {к>кг} или уменьшаться (к<к2). Это подтверждается теоретическими выкладками и численными расчетами (рис.
4), полученными на основе упрощенной модели (односкоростное диффузионное приближение, г « К)
II/а- d,u(x, t) = 1 / R2dlf фм(х,?) + к(х, t)u(x, t), u(x,0) ~ u(i(x), u(0.t) -м(2л,/),
0 dtn{t)ln(t) - со2 /а при ю/а « 1. Данный пример свидетельствует, что непосредственная
связь между значением реактивности р и функцией нейтронной мощности реактора может отсутствовать. Заметим, это еще раз подтверждает, что методика определения реактивности с помощью метода обращенных уравнений точечной кинетики и