Разработка с использованием комплекса программ САПФИР_95&RC_ВВЭР нейтронно-физической модели кипящего реактора и ее верификация на экспериментальных данных 12-й кампании реактора ВК-50

А.С. Иванов, В.Г. Артемов, Л.М. Артемова (ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова»)

С.Н. Антонов (ФГУП «ГНЦ НИИАР»)

Целью настоящей работы является рассмотрение возможности использования экспериментальных данных, полученных при эксплуатации реактора ВК‑50, для верификации стационарных и нестационарных нейтронно-физических моделей в области кипения теплоносителя. В докладе представлены результаты первого этапа верификации комплекса программ САПФИР_95&RC_ВВЭР при моделировании критических экспериментов и в процессе 12-й кампании. Активная зона водо-водяного кипящего реактора ВК-50 близка по конструкции к реактору ВВЭР‑440, поэтому экспериментальные данные, полученные при его эксплуатации, достаточно представительны для целей верификации комплексов программ, используемых для исследования ВВЭР.

Результаты расчетов анализируются в сопоставлении с экспериментальными данными.

Введение

В настоящее время в России нет программ нейтронно-физического расчета реакторов типа ВВЭР, аттестованных в области изменения параметров, соответствующих кипению теплоносителя. Во всех программах, используемых для расчета ВВЭР, в паспорте стоит ограничение изменения плотности теплоносителя: 1-0.6 г/см³.

В связи с тем, что в новых проектах реакторов (ВВЭР‑1500, ВВЭР‑1200 для АЭС‑2006) предполагается кипение теплоносителя на выходе активной зоны при нормальных условиях эксплуатации, появляется настоятельная потребность в программах для стационарных нейтронно-физических расчетов и связанных с ними теплогидравлических кодах с распределенной нейтронной кинетикой, аттестованных в области кипения теплоносителя.

Поскольку теплогидравлические коды предназначены, в первую очередь, для исследований и обоснования безопасности работы реактора при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных ситуациях, для них обоснование применения в области кипения теплоносителя наиболее актуально.

Экспериментальные данные, полученные при эксплуатации реактора ВК-50, представляют собой уникальный материал для верификации сопряженных нейтронно-физических и теплогидравлических программ.

С точки зрения нейтронно-физического расчета наибольшую сложность представляет задача учета в модели специфики конструкции активной зоны (тяжелые органы регулирования, большой диапазон изменения плотности теплоносителя). В докладе представлено описание особенностей моделирования ячеек активной зоны при подготовке констант для ячеек активной зоны (ТВС, органов регулирования и аварийной защиты) с использованием программы САПФИР_95 и моделирования активной зоны в программе RC. Результаты расчетов выгорания активной зоны сравниваются с данными эксплуатации.

Описание активной зоны ВК-50

Отличительной чертой 12-й кампании было то, что в эту кампанию активная зона формировалась полностью из «свежих» ТВС с обогащением твэлов 2.4%. Только топливная часть центрального регулятора имела обогащение 3.0%.

Тепловыделяющие сборки представляют собой пучок стержневых твэлов и СВП, расположенных в узлах треугольной решетки внутри шестигранного циркониевого чехла. Рабочие ТВС типа ОК-2.4ХС(Б), размещенные в центральной части активной зоны, имели борированный чехол. Органы регулирования включают три кассеты аварийной защиты и
16 компенсирующих кассет. Картограмма активной зоны показана на рисунке 1.

Рисунок 1. Картограмма 12-й загрузки активной зоны реактора ВК-50

Твэлы и СВП по конструкции близки к тем, что используются в кассетах ВВЭР (см. таблицу 1).

Таблица 1. Характеристики ТВС реактора ВК-50

Компенсирующая кассета состоит из двух частей: верхней – поглотителя нейтронов из бористой стали (содержания бора естественного 1.5%) и нижней – топливной. По мере исчерпания запаса реактивности поглотители нейтронов выводятся из активной зоны, а топливные части ручных регуляторов (РР) вводятся в нее. В таблице 2 приведены характеристики компенсирующих кассет.

Таблица 2. Характеристики компенсирующих кассет типа ЭК-6М

Кассеты аварийной защиты также имеют аналогичную «двухэтажную» конструкцию. Верхняя часть (1720 мм) – поглощающая нейтроны, нижняя часть (1850 мм) – рассеивающая нейтроны. Рабочие органы аварийной защиты перемещаются в циркониевой трубе.

Расчетная модель активной зоны реактора ВК-50

Расчетная модель реактора ВК-50 подготовлена на основе комплекса программ САПФИР_95&RC_ВВЭР. Расчеты спектров нейтронов в ячейках активной зоны и подготовка диффузионных констант выполнены с использованием программы САПФИР_95. Моделирование выгорания активной зоны в целом осуществлялось программой RC.

Отличительной особенностью программы САПФИР_95 является использование подгруппового подхода при описании резонансной области энергий нейтронов и применение универсальных геометрических модулей при решении уравнения переноса нейтронов методом ВПС. Сочетание этих двух алгоритмов обеспечило сквозной расчет скоростей реакций во всех областях энергий нейтронов, в том числе и в резонансной, с детальным описанием геометрии ТВС (кассеты) без предварительного решения модельных спектральных задач для PIN‑ячеек, как это делается в большинстве инженерных кодов. Программа САПФИР_95 включает многогрупповую рабочую библиотеку констант БНАБ‑78/С‑95, подготовленную на основе файлов оцененных ядерных данных БД ИАЭ‑87.

Диффузионные константы для топливных кассет рассчитывались в бесконечной решетке ТВС. Геометрия кассет моделировалась без искажений. Диффузионные константы для поглощающих элементов рассчитывались в ячейке с окружением (рисунок 2). Цветом выделены различные геометрические зоны при решении уравнения переноса методом ВПС.

Рисунок 2. Схема полиячейки для расчета констант поглощающей части кассеты РР

Боковой отражатель представлялся шестигранными призмами, разделенными на 6 секторов. При подготовке констант для каждого сектора спектр нейтронов вычислялся путем моделирования переноса нейтронов из активной зоны в отражатель. Константы нижнего и верхнего отражателя готовились с использованием трехмерной модели, учитывающей особенности конструкции реактора.

Программа RC рассчитывает энерговыделение и пространственное распределение потока нейтронов в 2-групповом диффузионном приближении в трехмерной геометрии. Программа включает в себя теплогидравлический блок, обеспечивающий расчет плотности теплоносителя и температуры топлива в ТВС.

Результаты расчетов выгорания, представленные в данной работе, получены путем имитации работы реактора в 12-ю кампанию. Входные данные для выполнения расчетов получены на основе данных эксплуатации, которые представлены с интервалом в одни сутки.

Для каждого состояния задавался следующий набор параметров:

– мощность,

– положение органов регулирования,

– температура теплоносителя на входе в реактор,

– давление теплоносителя на входе в активную зону,

– расход теплоносителя через активную зону, который вычислялся с использованием аппроксимационной зависимости от мощности.

При моделировании критических состояний на МКУ задавалась также критическая концентрация борной кислоты.

В результате расчетов определялся коэффициент размножения и другие нейтронно-физические характеристики активной зоны. Отклонение К_эфф от единицы характеризует погрешность модели.

Моделирование выгорания

Режим работы реактора в 12-й кампании представлен достаточно подробно.

Положение органов регулирования и мощность реактора дается с интервалом в сутки. Особенностью кипящего реактора является большой диапазон изменения плотности воды по высоте (0.76 г/см³ – 0.25 г/см³), что затрудняет выбор средних параметров теплоносителя при расчете выгорания кассет на этапе подготовки диффузионных констант. Поэтому проведены расчеты выгорания реактора с двумя наборами диффузионных констант.

В первом случае выгорание кассет рассчитано при средней плотности по высоте кассеты (0.45 г/см³). Во втором случае кассета разбивалась на три слоя по высоте. Для верхнего слоя выгорание рассчитывалось при плотности воды – 0.3 г/см³, для среднего слоя – 0.45 г/см³, для нижнего слоя – 0.6 г/см³. После расчета выгорания для каждого из выбранных слоев рассчитывались константы при вариации температуры топлива и плотности теплоносителя в одном и том же диапазоне.

Рисунок 3. Изменение эффективного коэффициента размножения при моделировании 12-й кампании

На рисунке 3 показаны результаты вычисления коэффициента размножения при использовании рассматриваемых моделей.

Приведенные результаты показывают, что набор констант, полученный при расчете выгорания кассет с одной, усредненной по высоте ТВС плотностью теплоносителя приводит к монотонному увеличению К_эфф при росте выгорания. Более детальная модель, учитывающая при расчете изменения изотопного состава в процессе выгорания то, что спектр нейтронов в верхней (кипящей) половине активной зоны отличается от нижней, показывает отсутствие тренда К_эфф. Среднее значение К_эфф=0.999. Среднеквадратичное отклонение от среднего значения ~0.003.

Критические эксперименты при пуске реактора

В начале 12-й кампании (02.11.81) проводились эксперименты по определению критических положений РР в диапазоне температур теплоносителя от 48 до 200°С при изменении концентрации борной кислоты от 0.45 до 3.7 г/кг. Результаты приведены в таблице 3.

Таблица 3. Критические положения органов регулирования при пуске реактора ВК-50 в начале 12-й кампании и рассчитанные значения К_эфф

Критические эксперименты при энерговыработке 97 эфф. сут

В первой половине кампании при энерговыработке ~97 эфф. сут были проведены повторные, как при физпуске, измерения критических положений РР на остановленном реакторе при изменении температуры и концентрации борной кислоты. Экспериментальные ирасчетные данные приведены в таблице 4.

Таблица 4. Критические положения органов регулирования и рассчитанные значения К_эфф при энерговыработке 97 эфф. сут

Сопоставление результатов моделирования критических экспериментов в начале кампании и при энерговыработке 97 эфф. сут показывает, что средние значения коэффициента размножения согласуются в пределах 0.001-0.002 ед. реактивности, что говорит о корректном учете процессов выгорания в расчетной модели. Это подтверждают и результаты моделирования критических состояний на энергетических уровнях мощности в течение кампании (рисунок 3).

Кроме того, близость средних значений коэффициентов размножения на МКУ (таблицы 3, 4) и на мощности (рисунок 3) говорит о том, что в модель обеспечивает сохранение баланса эффектов реактивности, связанных с изменением плотности теплоносителя, температуры топлива, отравления реактора ксеноном. Максимальные отличия К_эфф от единицы во всех рассмотренных критических состояниях не выходят за пределы ±1% К_эфф. Это соответствует паспортным характеристикам комплекса программ САПФИР_95&RC_ВВЭР для реакторов типа ВВЭР. Тем не менее, полученные данные следует рассматривать только как начальный этап верификации и применения комплекса программ САПФИР_95&RC_ВВЭР для расчета кипящих реакторов.

5-я международная научно-техническая конференция
«Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 29 мая – 1 июня 2007г., г. Подольск, Россия