Оптимизация алгоритмов управления пространственным распределением нейтронных полей в активной зоне реакторов ВВЭР-1000(1200) в условиях маневренных режимов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Аль Малкави Рашдан Талал

• Аль Малкави Рашдан Талал
• кандидат наук
• 2018

Оглавление диссертации кандидат наук Аль Малкави Рашдан Талал

Оглавление

Введение

Глава 1. Описание инструментальных и программных средств для проведения расчетных исследований

1.1. Общее описание программного комплекса «ПРОСТОР»

1.2. Объём моделирования и функциональные возможности комплекса «ПРОСТОР»

1.3. Состав программного комплекса «ПРОСТОР»

1.4. Описание моделей в составе «ПРОСТОР» и их константного сопровождения

1.5. Описание константного сопровождения программного комплекса «ПРОСТОР»

1.6. Результаты верификации программного комплекса «ПРОСТОР»

Глава 2. Исследование физических эффектов, влияющих на характеристики ксеноновых колебаний

2.1. Расчетное исследование зависимости нейтронно-физических характеристик в активной зоне реакторов ВВЭР-1000 от температурного распределения в топливе

2.2. Исследование зависимости нейтронно- физических характеристик в активной зоне реакторов ВВЭР-1000 от проводимости газового зазора

Глава 3. Исследование устойчивости реактора ВВЭР-1000(1200) к ксеноновым колебаниям

3.1. Критерии устойчивости реактора к ксеноновым колебаниям в случае симметричного высотного распределения нейтронного поля

3.2. Критерии устойчивости реактора к ксеноновым колебаниям в

случае несимметричного высотного распределения нейтронного поля

3.3. Результаты численных экспериментов для проверки аналитического выражения для критерия устойчивости реактора к ксеноновым колебаниям в зависимости от режимных и конструкционных параметров реактора для разных АЭС ВВЭР-1000(1200)

Глава 4. Исследование и оптимизация алгоритмов управления пространственным распределением нейтронного поля в активной зоне реакторов ВВЭР-1000(1200) при реализации суточных маневренных режимов

4.1. Режимы работы АЭС

4.2. Описание имеющихся алгоритмов управления полем энерговыделений реактора ВВЭР-1000(1200)

4.3. Методы построения и использование офсетно-мощностной фазовой диаграммы

4.4. Оптимизация управления полем энерговыделений в активной зоне реактора ВВЭР-1000(1200) с целью минимизации водообмена

4.5. Описание системы офсетного регулирования и методики настройки параметров управления суточным маневренным режимом

Заключение

Список литературы

Приложение А. акт о внедрении результатов диссертации в АО «ВНИИАЭС»

Приложение Б. акт о внедрении результатов диссертации в УТП НВАЭС

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оптимизация алгоритмов управления пространственным распределением нейтронных полей в активной зоне реакторов ВВЭР-1000(1200) в условиях маневренных режимов»

Актуальность работы

Данная диссертационная работа посвящена исследованию алгоритмов управления пространственным распределением нейтронного поля в активной зоне реакторов ВВЭР-1000(1200) при реализации суточных маневренных режимов на АЭС с ВВЭР и их оптимизации с целью минимизации жидких отходов на АЭС.

Актуальность работы связана с тем, что для вновь строящихся АЭС с ВВЭР по проекту АЭС-2006 в России предполагается тестирование суточных режимов работы АЭС с маневрированием мощности в широком интервале их значений на НВАЭС-2 и ЛАЭС-2. На НВАЭС-2 и ЛАЭС-2 предполагается тестировать суточные режимы от 100 % номинальной мощности в дневное время суток до 90 %, 75 % и 50 % в ночное время. Это необходимо для обоснования работоспособности энергоблока в маневренных режимах для некоторых зарубежных проектов АЭС с ВВЭР-1000(1200). Сложность задачи заключается в том, что маневренные режимы с изменением мощности в течение суток приводят к возникновению нестационарного отравления активной зоны ксеноном и, как следствие, к возможности возникновения ксеноновых колебаний локальной мощности по объему зоны. В случае маневренных режимов стоит задача обеспечить управляемый устойчивый процесс в течение суток с целью не превышения полевых ограничений по локальной мощности в зоне и минимизацию водообмена в 1 -ом контуре, который является очень затратной операцией на АЭС.

Цель работы

Целью диссертационной работы является оптимизация алгоритмов

управления пространственным распределением нейтронного поля в активной

зоне реакторов ВВЭР-1000(1200) при реализации суточных маневренных

режимов на АЭС с ВВЭР. Оптимизация заключалось в том, чтобы алгоритм

6

управления мог обеспечить минимизацию водообмена в 1-ом контуре ЯЭУ при минимизации циклических нагрузок на топливо и сохранении всех полевых ограничений по локальной мощности в зоне в соответствие с требованиями безопасной эксплуатации ЯЭУ. Дополнительными целями работы являлись уточнение методики расчета температурного профиля в топливной таблетке ТВЭЛа и его влияния на величину доплеровского эффекта реактивности как одного из важнейших параметров реактора, стабилизирующего ксеноновые процессы в активной зоне, и разработка автоматизированной системы регулирования аксиальным офсетом нейтронной мощности и методологии настройки параметров управления суточными режимами. Наличие автоматизированной системы офсетного регулирования было бы целесообразно для снятия психологической нагрузки на оперативный персонал АЭС при реализации маневренных режимов.

Постановка задачи

В диссертационной работе были поставлены и решены следующие задачи:

• Разработаны усовершенствованные методики расчета нейтронно-физических и теплофизических характеристик активной зоны, влияющих на качество моделирования ксеноновых процессов в активной зоне ВВЭР-1000(1200) и их включение в состав моделей полномасштабного тренажера (ПМТ) 3 и 4 энергоблоков Ростовской АЭС и анализатора режимов РУ с ВВЭР-1200 для 6 и 7 блоков НВАЭС.

• Разработаны критерии устойчивости ВВЭР-1000(1200) по отношению к ксеноновым колебаниям локальной мощности в активной зоне и зависимости параметров ксеноновых колебаний от произвольного высотного распределения нейтронного поля в стационарных состояниях активной зоны.

• Сформированы критерии оптимизации управления и определен оптимальный вариант управления ВВЭР-1000(1200) с целью минимизации водообмена в 1-ом контуре ЯЭУ при реализации суточных режимов работы установки при маневрировании мощности в диапазоне значений: 100-50-100 %^ном, 100-75-100 %Wном, 100-90-100 %Wном. ^ном -номинальная мощность реактора).

• Разработана автоматизированная система регулирования аксиальным офсетом нейтронной мощности с целью снятия психологической нагрузки на оперативный персонал АЭС в маневренных режимах и оказания помощи в работе автоматического регулятора мощности (АРМ) в этих режимах для обеспечения устойчивости реактора.

• Разработана методология настройки параметров офсетного регулирования в зависимости от нейтронно-физических характеристик активной зоны.

Из перечисленных задач главной задачей было формирование критериев оптимизации управления пространственным распределением нейтронного поля по объему активной зоны, определение оптимальных алгоритмов управления и проведение численного моделирования суточных маневренных режимов в реакторе ВВЭР-1000(1200) для обоснования работоспособности этих алгоритмов. Была показана возможность автоматизированного регулирования аксиальным офсетом нейтронной мощности с использованием одной из управляющих групп ОР СУЗ в маневренных режимах. При этом происходит дополнительная минимизация водообмена при сохранении всех полевых ограничений по локальной мощности в зоне. Исследования проводились на базе программного комплекса «ПРОСТОР». Данный комплекс используется в настоящее время в УТП Ново-Воронежской АЭС для проведения занятий с оперативным персоналам АЭС и их обучения оптимальным алгоритмам управления энергоблоком в маневренных режимах.

Сегодня все АЭС с ВВЭР-1000 (1200) эксплуатируются в режиме стабилизации мощности энергоблока на заданном уровне, хотя оборудование первого контура рассчитано на эксплуатацию в режиме маневрирования мощностью. Это, прежде всего, связано с тем, что в настоящее время маневрирование мощностью реакторной установки осуществляется операторами в ручном режиме по требованию диспетчеров энергосистемы. Выполнение маневра операторами в ручном режиме очень сложно, так как при управлении необходимо одновременно контролировать изменение многих нейтронно-физических и технологических параметров, что приводит к необходимости учитывать влияние человеческого фактора на безопасность АЭС. С увеличением доли АЭС в энергосистеме возникает необходимость их подключения к регулированию нагрузки энергосистемы, поскольку существует несоответствие между производством и потреблением электроэнергии в течение суточного цикла. При модернизации существующих энергоблоков АЭС и проектировании энергоблоков нового поколения особое внимание необходимо уделять повышению их безопасности и надежности, улучшению маневренных характеристик. Залогом надежной и безопасной эксплуатации энергоблока является устойчивость состояния реактора при возмущениях как во время работы на постоянном уровне нагрузки, так и в маневренном режиме.

Работа энергоблока АЭС в суточном графике нагрузки — это маневренный режим, наиболее сложный в отношении управления, ибо реактор работает в условиях непрерывных ксеноновых процессов и соответственно требует непрерывного управления мощностью и распределением энерговыделений.

Впервые испытания ВВЭР-1000 (1200) в суточном графике нагрузки были проведены на 5-м блоке Запорожской АЭС в 1998 г. [1], затем дважды на 2-м блоке Хмельницкой АЭС в 2006 г. Во всех этих случаях отрабатывали суточный график нагрузки 100-80-100 % номинальной мощности с работой в

течение 5-6 часов на пониженной мощности 80 %. На 1-м блоке Тяньваньской АЭС в январе 2007 г. (первая кампания, 84-88 эфф. суток) испытывали режим суточного графика нагрузки 100-40-100 % с работой в течение 6 часов на пониженной мощности 40 %.

Для безопасной эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР-1000(1200) в маневренном режиме необходимо, чтобы реактор находился в устойчивом состоянии, и поддерживалось устойчивое пространственное распределение энерговыделений по объему активной зоны как в ночном, так в дневном режиме. Количественной мерой устойчивости реактора служит аксиальный офсет (АО), поэтому показателем эффективности эксплуатации энергоблока с ВВЭР-1000(1200) является минимизация отклонения АО в ночном и дневном интервалах по времени от их стационарных значений, которые не сильно отличаются друг от друга.

Правда такая стратегия управления приводит к большим затратам водообмена и соответственно к накоплению большего количества жидких отходов. Дело в том, что при жидкостном регулировании увеличение реактивности реактора компенсируется вводом борной кислоты в 1 -ый контур, а уменьшение реактивности соответственно требует ввода определенного количества чистой воды для уменьшения концентрации борной кислоты. Оба процесса с увеличением и уменьшением реактивности происходят при нестационарном отравлении и раз отравлении активной зоны ксеноном при реализации маневренных режимов. Как, известно, чистая вода появляется в процессе химической водоочистки с возвратом в резервуары для её хранения из того же количества воды с бором, выходящего из 1-го контура, равного необходимому для разбавления количеству чистой воды. В условиях маневренных режимов нагрузка на систему водоочистки возрастает, и это приводит к дополнительным затратам на водоочистку по сравнению со стационарными затратами воды на выгорание топлива. В некоторых случаях такое накопление жидких отходов может даже

превысить пропускную способность системы специальной водоочистки (СВО) на АЭС. Поэтому для того, чтобы не допускать таких ситуаций при реализации маневренных режимов, было принято решение об определении разрешенной области значений аксиального офсета нейтронной мощности в зависимости от величины мощности. Пребывание текущего значения офсета в этой области в маневренных режимах в условиях циклических нагрузок на топливо не приводит к усталостным накоплениям в материалах топливного элемента и позволяет осуществлять маневрирование мощности в широких пределах.

Поставленная задача была успешно решена НИЦ «КИ» и ВНИИНМ [2]. Была разработана методика расчета офсетно-мощностной фазовой диаграммы, которая определяет разрешенную область значений аксиального офсета в маневренных режимах РУ с реакторами ВВЭР-1000(1200). При наличии офсетно-мощностной диаграммы стационарные значения аксиального офсета в дневном и ночном интервалах времени могут быть, заметно, различными н устанавливаются из области разрешенных значений аксиального офсета уже не близкими друг к другу, а определяемым нижней и верхней границами разрешенной области. В этом случае можно существенно уменьшить затраты водообмена.

Поэтому для решения задачи минимизации водообмена в маневренных режимах, не менее важной задачи по сравнению с задачей обеспечения устойчивости работы реактора, следует использовать разрешенную область значений офсета, которая определяется офсетно-мощностной фазовой диаграммой, рассчитываемой для каждого момента кампании. Из этой диаграммы можно определить квазистационарные значения аксиального офсета для ночного и дневного интервалов времени, которые могут быть, как было уже сказано, существенно, различными.

Поддержание текущей фазовой точки - значения офсета, - в рекомендуемой области диаграммы ограничивает изменение локальной

мощности, а также сдерживает развитие аксиальных ксеноновых колебаний. На энергоблоках ВВЭР-1000(1200), введенных в эксплуатацию, офсет-мощностная диаграмма является необходимым элементом информационной поддержки оператора. Диаграмма выводится на экран рабочего монитора оператора с помощью, входящей в состав расчетной поддержки эксплуатации программы ИР [2]. Аксиальные ксеноновые колебания на постоянной мощности при поддержании офсета в границах рекомендуемой области офсет-мощностной диаграммы, как было сказано выше, не приводят к накоплению усталостных повреждений в оболочке и топливной таблетки тепловыделяющих элементов, число циклов колебаний за срок службы топлива неограниченно.

Выход значения АО за пределы рекомендованной области может привести к усталостному накоплению в оболочке топлива и возможному возникновению аксиальных ксеноновых колебаний, появление которых негативно скажется на состоянии самого топлива в случае превышения полевых ограничений локальной мощности по объёму активной зоны. При определенных условиях неравномерность нейтронного потока в АЗ реактора может привести к предаварийным или аварийным ситуациям. Поэтому для эффективной эксплуатации энергоблока необходимо контролировать пребывание значения текущего аксиального офсета в разрешенной области значений офсета (АО) и минимизировать их отклонения от квазистационарных значений АО при работе энергоблока на пониженной и номинальной мощности.

Важным параметром, который необходимо учитывать при эксплуатации энергоблоков АЭС в маневренных режимах, является глубина и частота перемещений регулирующей группы ОР СУЗ, так как вследствие большего количества перемещений ОР СУЗ происходят знакопеременные циклические напряжения в оболочках ТВЭЛов, которые могут привести к разрушению оболочек из-за накопления поврежденности. Сокращение количества

перемещений ОР СУЗ будет также способствовать сохранению долговечности оболочек ТВЭЛов, однако указанное действие не способствует экономии водообмена. Поэтому при оптимизации системы управления суточным режимом в РУ, как всегда, нужен компромисс между требованиями по безопасности и стремлением к повышению экономичности эксплуатации АЭС.

Анализ свойств реактора ВВЭР-1000(1200) как объекта управления с точки зрения присущих ему внутренних возмущений и их влияния на устойчивость показал, что, из всех внутренне присущих реактору возмущений, на его неустойчивость в маневренном режиме влияет изменение реактивности, вызванное нестационарным отравлением ксеноном активной зоны. Нестационарное отравление ксеноном в некоторых случаях может привести к неустойчивости реактора вплоть до вынужденной остановки работы энергоблока. Основным стабилизующим фактором в маневренных режимах является обратная отрицательная связь между нейтронно-физическими характеристиками зоны и температурой теплоносителя и топлива, и соответственно температурный и мощностный эффект реактивности. В связи с этим в работе уделено определенное внимание методикам расчета доплеровского эффекта реактивности, составляющего основную часть мощностного эффекта реактивности в реакторах ВВЭР-1000(1200), исследованию влияния различных физических факторов на его величину и уточнению имеющихся методик расчета этого эффекта.

В настоящее время в число средств управления в переходных режимах РУ входят управляющие группы ОР СУЗ и борное регулирование. В этих режимах на интервалах времени с постоянной мощности применяется автоматическое регулирование мощности группами ОР СУЗ в режиме поддержания нейтронной мощности или в режиме поддержания электрической мощности турбогенератора. Пока для реализации маневренных режимов отсутствует специализированный алгоритм

управления для минимизации водообмена. Для такого алгоритма, в первую очередь, необходимо использовать максимальным образом температурное регулирование за счет изменения температуры теплоносителя на входе в реактор. При изменении мощности РУ изменяется температура теплоносителя на входе в реактор и существует довольно универсальная зависимость изменения величины этой температуры от мощности реактора при постоянном давлении 2-го контура. При изменении мощности от 100% номинальной мощности до МКУ мощности значение температуры уменьшается линейно, примерно на 9 градусов (по экспериментальным данным многих энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000). Если при номинальных параметрах реактора ВВЭР-1200 значение температуры на входе равно примерно 298 град. С, то для 50 % мощности это значение станет равным, примерно, 293.5 град. С. При этом давление 2-го контура не меняется. Помимо режимного изменения температуры от мощности для температурного регулирования можно использовать изменение давления 2-го контура в разрешенном диапазоне. К примеру, для реактора ВВЭР-1200 разрешенным диапазоном является интервал: 6,6 МПа-7,0 МПа. Изменение давления на 0,1 МПа соответствует, примерно, изменению температуры теплоносителя 1-го контура на один градус. Номинальное значение давления 2-го контура для РУ с ВВЭР-1200 равно 6,8 МПа. С учетом возможного изменения давления 2-го контура максимальный температурный диапазон для теплоносителя 1-го контура составит: 291,5 град.-300,5 град. При использовании этого максимального диапазона температур теплоносителя в маневренных режимах с суточным изменением мощности РУ возможно существенным образом сэкономить водообмен. Во-вторых, для экономии водообмена необходимо увеличить диапазон перемещения управляющих групп, чтобы иметь возможность максимальным образом изменять мощность с помощью их погружения или извлечения при управлении в суточном режиме.

В дополнение к задаче экономии водообмена нужно помнить о выполнении задачи по обеспечению устойчивости реактора. Для этого нужно удерживать постоянные квазистационарные значения аксиального офсета в ночном и дневном временных интервалах суточного режима. В связи с этим целесообразно применить офсетное регулирование с помощью одной из управляющих групп. В случае, когда действия АРМ по удержанию мощности совпадают с действиями по удержанию квазистационарного значения аксиального офсета можно обойтись без специального офсетного регулирования. Однако в случае, когда указанные действия противоречат друг другу, офсетное регулирование необходимо. Иначе можно раскачать ксеноновые колебания локальной мощности в объёме активной зоны. Произвольный алгоритм управления аксиальным значением офсетом оперирует с величинами, которые измеряются на станции, в том числе со значением офсета и с его скоростью изменения во времени. По этим параметрам можно разработать алгоритм офсетного регулирования, причем его характеристики такие, как зона нечувствительности, коэффициент усиления и др., практически не зависит от момента кампании и типа топливной загрузки.

От нейтронно-физических характеристик активной зоны, в основном, зависят не параметры офсетного регулирования, а границы перемещения управляющих групп ОР СУЗ при снижении и увеличении мощности, и квазистационарные значения аксиального офсета в ночном и дневном временных интервалах. В ночном интервале это значение определяется нижней границей офсетно-мощностной фазовой диаграммы. В дневном интервале это значение определяется средней величиной офсета между верхней и нижней границами разрешенной области. Таким образом, зависимость квазистационарных значений офсета от нейтронно-физических характеристик активной зоны выявляется через офсетно-мощностную

диаграмму, которая для каждого типа загрузки и каждого момента кампании своя.

В завершение постановки задачи данной диссертационной работы кратко отметим основные моменты разработки оптимального алгоритма управления суточным маневренным режимом РУ с ВВЭР-1200:

• использование максимального диапазона температурного регулирования для удержания критического состояний в ночном и дневном интервалах суточного режима, а также для экономии водообмена при снижении и увеличении мощности;

• определение для данного момента кампании реактора и данной загрузки офсетно-мощностной диаграммы по методике НИЦ «КИ» и соответственно квазистационарных значений аксиального офсета на мощности в ночном временном интервале и на номинальной мощности в дневном интервале;

• определение стратегии перемещения управляющих групп ОР СУЗ при изменении мощности для удержания аксиального офсета в границах рассчитанной офсетно-мощностной диаграммы и зависимости границ перемещения этих групп от нейтронно-физических характеристик активной зоны;

• определение параметров офсетного регулирования для удержания квазистационарных значений офсета на стационарных участках суточного режима и стратегии использования управляющих групп для офсетного регулирования.

Разработанные методики и оптимальные алгоритмы управления суточными маневренными режимами проверялись численным моделированием этих режимов на программном комплексе ПРОСТОР, разработанном на кафедре «Автоматика» НИЯУ «МИФИ» и аттестованном в РОСТЕХНАДЗОР РФ [3, 4].

Структура диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы.

В первой главе рассматривается общая характеристика программного комплекса «ПРОСТОР», используемого для проведения исследовании, и приведены основные результаты верификации данного комплекса по экспериментальным данным АЭС для ксеноновых процессов в активной зоне. Комплекс «ПРОСТОР» верифицирован по основным нейтронно-физическим характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-1000(1200). Результаты верификации комплекса «ПРОСТОР» показывают точность расчета нейтронно-физических характеристик активной зоны реакторов ВВЭР-1000(1200) не хуже точности расчета по аттестованной программе «ИР» (НИЦ «КИ»). Программный комплекс ПРОСТОР проходит в настоящее время переаттестацию в надзорных органах РФ. В связи с этим полученные результаты исследований, проведенных в диссертационной работе по настоящему комплексу, могут считаться достаточно достоверными для их использования на практике.

Во второй главе представлены результаты исследований физических явлений, влияющих существенным образом на ксеноновые процессы в активной зоне и на величину основных параметров ксеноновых колебаний. К этим явлениям следует отнести зависимость доплеровского эффекта реактивности в реакторах ВВЭР-1000(1200) от температурного распределения в топливе и от проводимости газового зазора между топливом и оболочкой и её зависимости от глубины выгорания. В настоящей главе дано описание усовершенствованной методики расчета доплеровского эффекта реактивности в зависимости от указанных явлений и приведены результаты численного моделирования ксеноновых колебаний в реакторе ВВЭР-1000(1200) с применением этой методики.

В третьей главе приведена методика получения аналитического выражения и дано описание самого выражения для критерия, определяющего устойчивость реактора по отношению к ксеноновым колебаниям в активной зоне с учетом произвольного высотного распределения нейтронного поля в стационарном состоянии активной зоны. На примере результатов численных экспериментов для двух энергоблоков одной из российских АЭС приводится результаты проверки справедливости этого выражения для критерия устойчивости реактора по отношению к ксеноновым колебаниям в зависимости от режимных и конструкционных параметров реактора для разных АЭС ВВЭР-1000(1200).

В четвертой главе рассматриваются различные алгоритмы управления пространственным распределением нейтронного поля в активной зоне реактора ВВЭР-1000(1200). Определены критерии оптимизации этих алгоритмов с целью минимизации водообмена. Дано описание оптимального алгоритма с целевой функцией: минимизацией водообмена в условиях маневренных режимов при обеспечении полевых ограничений по локальной мощности в активной зоне и другим параметрам безопасности. В данной главе приводится описание штатной методики расчета офсетно-мощностной фазовой диаграммы и альтернативной методики расчета этой диаграммы, основанной только на данных СВРК без учета ограничений по усталостным накоплениям в топливе. Альтернативная диаграмма может использоваться в разовых случаях, к примеру, в аварийных ситуациях без отключения турбогенератора и в режимах вторичного регулирования частоты. На основе численных экспериментов для одного из энергоблоков российских АЭС по проекту АЭС-2006, приведены результаты проверки работоспособности разработанных алгоритмов. Моделирование проводилось для суточного режима, одного из самых трудных для реализации, режима с регулированием в интервале 100-50-100 % номинальной мощности для стационарной 12-ти месячной кампании реактора 6 блока НВАЭС. Здесь же приводится описание

алгоритма офсетного регулирования в помощь работе АРМ для удержания значений аксиального офсета нейтронной мощности в нужном коридоре в ночном и дневном временных интервалах суточного режима. Дано описание настройки параметров оптимального алгоритма управления в зависимости от нейтронно-физических характеристик активной зоны.

Научная новизна работы

• Предложена усовершенствованная методика расчета нейтронных сечений в резонансной области энергий нейтрона в зависимости от радиального профиля температур в топливной таблетке ВВЭР.

• Впервые получены аналитические выражения для критерия устойчивости реактора ВВЭР-1000(1200) по отношению к ксеноновым колебаниям локальной мощности в активной зоне, содержащие явную зависимость коэффициентов критериального соотношения от произвольного высотного распределения нейтронного поля в стационарных состояниях активной зоны.

• Разработаны критерии оптимизации управления пространственным распределением нейтронного поля в ВВЭР-1000(1200) с целью снижения жидких отходов на АЭС при реализации суточных маневренных режимов. С помощью разработанных критериев предложен оптимальный алгоритм управления ксеноновыми процессами в активной зоне в условиях маневренных режимов работы энергоблока с ВВЭР-1000(1200), использующий температурное регулирование и впервые предложенное офсетное регулирование.

• Разработан специализированный алгоритм перемещения управляющих групп ОР СУЗ в ВВЭР-1000(1200) при снижении мощности и переходе работы энергоблока их дневного режима работы в ночной с целью обеспечения минимизации циклических тепловых нагрузок на топливо.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Аль Малкави Рашдан Талал, 2018 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Аверьянова С. П., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Филимонов П. Е., Хайтао Лю, Йоу Ли. Испытание усовершенствованных алгоритмов управления энерговыделением ВВЭР-1000 в условиях маневренных режимов на Тяньваньской АЭС (Китай) // Атомная энергия. 2007. Т. 103, № 5. С. 277- 282.

2. Аверьянова С.П., Вохмянина Н.С., Злобин Д.А., Филимонов П.Е., Кузнецов В.И., Лаговский В.Б. Метод офсет-мощностной фазовой диаграммы для управления энерговыделением реактора // Атомная энергия. 2016. Т. 121, № 3. С. 123-127.

3. Выговский С.Б., Зимин В.Г. Чернов Е.В., Приложение к аттестационному паспорту №182 от 28.10.2004г. Программный комплекс ПРОСТОР (версия 1), Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», М.,2004. - 8c.

4. Выговский С.Б. и др. Опыт использования программного комплекса «ПРОСТОР» в расчетной поддержке эксплуатации Клн АЭС и перспективы его дальнейшего применения на АЭС с ВВЭР-1000 // Сборник материалов 14-й ежегодной конференции ЯО России «Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий». -2003. С. 121-123.

5. Белоусов Н. И., Давиденко В. Д., Цибульский В. Ф. Программа UNK для детального расчета спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора: Препринт ИАЭ-6083/4. Москва, 1998. С. 24.

6. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. М.: Издательство иностранной литературы, 1961. - 724c.

7. Kudrov A., Kuzmin A., Rakov Y. Effective fuel temperature of WWER-1000 // MATEC Web of Conferences. 2017. Т. 141. С. 1-4.

8. Бать Г. А. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1982. - 510 с.

9. Дреснер Л. Резонансное поглощение в ядерных реакторах. М.: Государственное издательство литературы в области атомной науки и техники ,1962. - 133 с.

10. Ainscough J.B. Gap conduction in Zircaloy-Clad LWR fuel rods. Paris, France: Committee of the Safety of Nuclear Installations OECD Nuclear Energy Agency, 1982. -52c.

11. Артемов В.Г., Артемова Л.М., Шемаев Ю.П. Исследование влияния выгорания топлива на теплофизические свойства твэла в совместных нейтронно-физически теплогидравлических моделях // ФГУП НИТИ им. А.П. Александрова, г. Сосновый Бор, Россия. -10c.

12. Утенков С.А., Яковлев В.В. Исследование особенностей контактного теплообмена между топливом и оболочкой твэлов энергетических реакторов. Препринт ИАЭ-5408/4, М.,1991. -25c.

13. Стрижов П.Н., Баранский С.Г., Колядин В.И. Расчетное исследование термомеханических характеристик твэлов энергетических реакторов. Препринт ИАЭ-3564/4, М.,1982. - 23c.

14. Rahgoshay M., Rahmani Y. A study of the effects of changing burn-up and gap gaseous compound on the gap convection coefficient (in a hot fuel pin) in VVER-1000 reactor // International Journal of Nuclear Research. 2007. Т. 52, № 3. С. 93-95.

15. Rahgoshay M., Rahmani Y. Study of the Role of Gap Conductance Coefficient of Fuel on Increasing Safety in WWER- 1000 Reactors // The 7th International Conference on "Safety Assurance of NPP with WWER", EDO Gidropress, Podolsk, Russia. 2011. Т. 1. -12c.

16. Lucuta P.G., Matzke Hj, Hastings I.J. A pragmatic approach to modeling thermal conductivity of irradiated UO2 fuel // Journal of Nuclear Materials. 1996. Т. 232. С. 166-180.

17. Семенов В.К., Вольман М.А. К вопросу о ксеноновых колебаниях в ядерном реакторе // Вестник Ивановского государственного энергетического университета. 2015. Т. 2. С. 15-20.

18. Рябов Н.А., Семенов А.А. Исследование точечной модели ксеноновых колебаний // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2006. № 2. С. 66-73.

19. Randall D., St. John D. S. Xenon spatial oscillation // Nuclear Science and Engineering. 1985. Т. 16, № 3. С. 82-87.

20. Olsson G. Spatial Xenon Instability in Thermal Reactors. Department of Automatic Control, Lund Institute of Technology (LTH), 1969. - 73c.

21. Song, J.S., Cho, N.Z. Analytic Modeling of the Xenon Oscillation Due to Control Rod Movement // Journal of Korean Nuclear Society. 1999. Т. 31, № 1. С. 80-87.

22. Аверьянова С.П., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М. и др. Исследование ксеноновых переходных процессов в ВВЭР-1000 на Тяньваньской АЭС (Китай) // Атомная энергия. 2008. Т. 105, № 4, С. 183-190.

23. Андрушечко С.А., Афров А.М., Васильев Б.Ю., Генералов В.Н., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М., Украинцев В.Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. - М.: Логос, 2010. - 604 с.

24. Аверьянова С.П., Филимонов П.Е. Ксеноновая устойчивость ВВЭР-1200 // Атомная энергия. 2009. Т. 107, № 6. С. 348-351.

25. Тодорцев Ю. К., Цисельская Т. А., Никольский М. В. Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор // Ядерная и радиационная безопасность. 2013. Т. 4. № 60. С. 20-25.

26. Разработка технического проекта РУ АЭС-2006, обоснование ядерной и радиационной безопасности в соответствии с техническим заданием № 392М-ТЗ-001, разработка материалов для включения в ПООБ для энергоблоков №№ 1, 2 (НВАЭС-2 и ЛАЭС-2), а также материалов для включения в проект АЭС (НВАЭС-2, ЛАЭС-2). Отчет о научно-исследовательской работе «Курчатовский институт», рук. К.Б. Косоуров, исполн.: В.И. Паплов, С.П. Аверьянова, С.С. Алешин и др., М., 2010 - Инв.№ 32/1-79-310. С. 324-378.

27. Филимонов П.Е. Управление энергораспределением ВВЭР с помощью офсет-офсетной диаграммы // Атомная энергия. 1992. Т. 73, № 3. С. 175-179.

28. Выговский С.Б., Рябов Н.О., Чернов Е.В. Безопасность и задачи инженерной поддержки эксплуатации ядерных энергетических установок с ВВЭР - М.: НИЯУ МИФИ, 2013. - 304 с.

29. Выговский С.Б., Рябов Н.О., Семенов А.А., Чернов Е.В, Богачек Л.Н. Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР. - М.: НИЯУ МИФИ, 2011. - 376 с.

30. Аверьянова С. П., Дубов А. А., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Филимонов П. Е. Работа ВВЭР-1200/1300 в суточном графике нагрузки // Атомная энергия. 2012. Т. 113, № 5. С. 247-252.

31. Терешонок В.А., Ивченков В.В., Питилимов В.А, Лупишко А.Н., Хватов В.А., Чапаев В.М. Исследование аксиальных ксеноновых колебаний в активной зоне ВВЭР-1000 и их влияния на величину критической концентрации борной кислоты в реакторе // Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", Подольск, Моск. обл., 26-29 мая, 2009.

32. Аверьянова С.П., Дубов А.А, Косоуров К.Б., Филимонов П.Е. Температурное регулирование и маневренность ВВЭР-1000 // Атомная энергия. 2010. Т. 109, № 6. С. 198-202.

33. Карначук В.И. Системы автоматического выравнивания нейтронного потока в ядерных реакторах. Томск: Издательство Томского политехнического университета, 2009. - 221 с.

34. Максимов М. В., Беглов К. В., Каназирский Н. Ф. Управление аксиальным офсетом ядерного реактора при маневрировании мощностью // Автоматизация технологических и бизнес-процессов. 2015. Т. 7, № 1. С. 54-61.

35. Аверьянова С. П., Дубов А. А., Филимонов П. Е. Суперпозиция интегральных и аксиальных ксеноновых колебаний устойчивость и энерговыделения активной зоны ВВЭР-1000 // Атомная энергия. 2011. Т. 111, № 1. С. 8-13.

36. Цисельская Т. А., Пелых С. Н., Назаренко А. А. Анализ устойчивости активной зоны ВВЭР-1000 при различных программах регулирования реакторной установки // Тр. Одес. политехн. ун-та. 2011. Т. 36, № 2. С. 109-114.

37. Баскаков В.Е., Максимов М.В., Маслов О.В. Алгоритм эксплуатации энергоблока с ВВЭР в поддержании суточного баланса мощности энергосистемы // Тр. Одес. политехн. ун-та. 2007. Т. 28, № 2. С. 56-60.

38. Тодорцев Ю. К., Цисельская Т. А., Никольский М. В. Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор // Ядерная и радиационная безопасность. 2013. Т. 4. № 60. С. 20-25.

39. Тодорцев Ю. К., Фощ Т. В., Никольский М. В. Анализ методов управления мощностью энергоблока c водо-водяным реактором при маневрировании // Восточно-Европейский журнал передовых технологий. 2013. Т. 6. № 8 (66). С. 3-10.

40. Фощ Т. В., Максимов М. В., Никольский М. В. Анализ влияния методов управления мощностью энергоблока c водо-водяным реактором на аксиальный офсет // Восточно-Европейский журнал передовых технологий. 2014. Т. 2. № 8 (68). С. 3-10.

41. Yoichiro Shimazu. Simplest Simulation Model for Three-Dimensional Xenon Oscillations in Large PWRs // journal of nuclear science and technology. 2004. Т. 41, № 10. С . 959-965.

42. Christie A. M., Poncelet C. G. On the control of spatial xenon oscillations // Nuclear Science and Engineering. 1973. Т. 51, № 1. С. 10-24.

43. Shimazu Y. Xenon oscillation control in large PWRs using a characteristics ellipse trajectory drawn three axials offsets // Journal of Nuclear Science and Technology. 2008. Т. 45, № 4. С. 257-262.

44. В. П. Поваров, О. В. Лебедев, В. В. Макеев и др. Предупреждение и подавление аксиальных ксеноновых колебаний в активной зоне ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика. 2003. Т. 5. С. 11 - 15.

45. Аверьянова С. П., Дубов А. А., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Филимонов П. Е. Развитие способов управления ВВЭР-1200/1300 в суточном графике нагрузки // Атомная энергия. 2013. Т. 114, № 5. С. 249-253.

46. Филимонов П.Е., Аверьянова С.П. Поддержание равновесного офсета — эффективный способ подавления ксеноновых колебаний в ВВЭР-1000 // Атомная энергия. 2001. Т. 90, № 3. С. 231-233.

47. Филимонов П.Е., Аверьянова С.П., Олейник С.Г. и др. Испытания маневренности ВВЭР-1000 на 5-м блоке Запорожской АЭС // Атомная энергия. 1998. Т. 85, № 5. С. 364-367.

48. Jianqing Ye., Turinsky P.J. Pressurized Water Reactor Core Maneuvering Utilizing Optimal Control Theory // Journal of Nuclear Science and Technology. 1998. Т. 129, № 2. С. 97-123.

49. Deswandri. Shimazu Y. Application of three axial offsets trajectory method for load follow operation control in PWRs // Journal of Nuclear Science and Technology. 2001. Т. 38, № 10. С. 809-818.

50. Баскаков В.Е., Максимов М.В., Маслов О.В. Алгоритм эксплуатации энергоблока с ВВЭР в поддержании суточного баланса мощности энергосистемы // Тр. Одес. политехн. ун-та. 2007. Т. 28, № 2. С. 56-60.

51. Ермолин В.С., Окунев В.С. О размещении гадолиния в центральном отверстии ТВЭЛов водо-водяных реакторов // Научная сессия НИЯУ МИФИ. 2008. Т. 1. С. 101-102.

52. Аверьянова С.П., Лунин Г.Л., Проселков В.Н. и др. Контроль локальной линейной мощности твэлов в активной зоне ВВЭР-1000 с помощью офсет-мощностной диаграммы // Атомная энергия. 2002. Т. 93, № 1. С. 13-18.

ПРИЛОЖЕНИЕ А. АКТ О ВНЕДРЕНИИ РЕЗУЛЬТАТОВ ДИССЕРТАЦИИ В АО «ВНИИАЭС»

ПРИЛОЖЕНИЕ Б. АКТ О ВНЕДРЕНИИ РЕЗУЛЬТАТОВ ДИССЕРТАЦИИ В УТП НВАЭС

Ф

Международный научно-технологический парк

Технопарк в Москворечье

(ТехнопарКуМ/фц)_

Экспериментальное научно-исследовательское и конструкторское объединение

"Тренажерные системы обучения"

ООО "ЭНИКО ТСО". ИНН 7724115979 115230, гМосква, Каширское ш., д.3. корп.2, стр.2, пом.1, эт.6, оф.61 телефон/факс: [phone] E-mail: [e-mail] http://www.eniko.ru

23LQt>2£l£L № 15~6 2-м.

на №

от

Акт

о внедрении оптимальных алгоритмов управления суточными маневренными режимами ЯЭУ с ВВЭР-1200 в программное обеспечение класса анализаторов

режимов реакторной установки 6-7 энергоблоков НВАЭС, поставленного по контракту №2014/03 от 24.01.2014г. для использования в учебном процессе оперативного персонала 6-го энергоблока в УТП НВАЭС.

Настоящим подтверждаем, что результаты диссертационного исследования Аль Малкави Рашдана Талала на тему: «Оптимизация алгоритмов управления пространственным распределением нейтронных полей в активной зоне реакторов ВВЭР-1000(1200) в условиях маневренных режимов», представленные на соискание ученой степени кандидата технических наук обладают актуальностью, представляют высокий практический интерес. Часть из них, касающаяся оптимальных алгоритмов управления и уточнения характеристик ксеноновых процессов в активной зоне, была внедрена в программное обеспечение класса анализаторов режимов реакторной установки 6-7 энергоблоков НВАЭС для использования в учебном процессе оперативного персонала 6-го блока НВАЭС на компьютерных средствах обучения. Аналитический комплекс «Класс Анализаторов Режимов Реакторной Установки - КАРРУ» прошел успешно приемосдаточные испытания и сдан в промышленную эксплуатацию в УТП НВАЭС. По отзывам инструкторов УТП программное обеспечение работает надежно и успешно эксплуатируется в учебном процессе для оперативного персонала по ознакомлению и изучению оптимальных алгоритмов управления энергоблока в маневренных режимах. По отзывам инструкторов УТП и обучаемого персонала занятия по ознакомлению и изучению оптимальных алгоритмов управления энергоблока в маневренных режимах, которые прошли в 2017 году и намечены на третий год эксплуатации, являются крайне интересными и полезными.

Генеральный директор ООО «ЭНИКО ТСО»

С.М.Жуков