Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000

Abstract

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.