Применение импульсного метода для оценки подкритичности в хранилищах отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Зинатуллин Рустем Эдуардович

• Зинатуллин Рустем Эдуардович
• кандидат наук
• 2017

Оглавление диссертации кандидат наук Зинатуллин Рустем Эдуардович

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ МЕТОДОВ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПОДКРИТИЧНОСТИ С ИМПУЛЬСНЫМ ИСТОЧНИКОМ НЕЙТРОНОВ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К ИСПОЛЬЗОВАНИЮ В ХОЯТ РБМК

1.1. Импульсный а-метод Симмонса-Кинга. Область применения

1.2. Оценка возможности применения импульсного метода для определения подкритичности хранилищ РБМК

1.3. Использование импульсных экспериментов в рамках методики определения подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива РБМК

1.4. Результаты пробного применения импульсного метода в ХОЯТ Ленинградской атомной станции

1.5. Проблема оценки подкритичности ХОЯТ для состояний, соответствующих аварийным ситуациям

1.6. Выводы и постановка задач

ГЛАВА 2. КОМПЛЕКС ПРОГРАММ САПФИР_95&RC_ХОЯТ

2.1. Описание комплекса программ САПФИР_95&RC_ХОЯТ, включая расчётные схемы и геометрические модели

2.1.1 Расчёт нейтронно-физических характеристик ячеек ХОЯТ и подготовка малогрупповых констант с помощью программы САПФИР_95

2.1.2 Программа ЯС_ХОЯТ для моделирования экспериментов с импульсным источником нейтронов

2.1.3 Использование комплекса программ САПФИР_95&ЯС_ХОЯТ

на Ленинградской атомной станции

2.2. Определение параметров расчётной модели ХОЯТ, которая используется при моделировании импульсных экспериментов

2.3. Верификация комплекса программ САПФИР_95&RC_ХОЯТ

2.3.1 Матрица верификации

2.3.2 Моделирование экспериментов по определению декремента затухания на сборках TCA и сравнение с известными зарубежными кодами KENO-IV и CITATION

2.3.3 Эксперименты по определению декремента затухания в ХОЯТ

2.3.4 Результаты верификации комплекса программ САПФИР_95&ЯС_ХОЯТ

2.4. Выводы

ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ ЗАТУХАНИЯ НЕЙТРОННОГО ИМПУЛЬСА В

ХРАНИЛИЩАХ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РБМК

3.1. Особенности затухания нейтронного импульса в хранилище

отработавшего ядерного топлива

3.2. Влияние взаимного положения импульсного нейтронного генератора и детектора

3.3. Оценка радиуса действия нейтронного импульса в ХОЯТ РБМК

3.4. Выбор места для размещения измерительной установки

3.5. Выводы

ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЕ И ОБОСНОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ОЦЕНКИ РАЗМНОЖАЮЩИХ СВОЙСТВ ХОЯТ РБМК НА ОСНОВЕ ИЗМЕРЕНИЯ ДЕКРЕМЕНТА ЗАТУХАНИЯ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА

4.1. Влияние конструктивных особенностей экспериментальной установки на результаты измерений

4.1.1 Идеальные условия для измерения асимптотического значения декремента затухания нейтронного потока

4.1.2 Расчётная оценка погрешности, которая определяется расстоянием между генератором и детектором

4.1.3 Возмущение, вносимое экспериментальной установкой УИП-006 в результаты измерения декремента затухания нейтронного потока

4.1.4 Вывод к разделу

4.2. Чувствительность импульсного метода к средней величине выгорания топлива

4.3. Положения расчётно-экспериментальной методики контроля подкритичности хранилища

4.4. Условия применения расчётно-экспериментальной методики контроля подкритичности ХОЯТ РБМК

4.4.1 Уплотнённое хранение

4.4.2 Неуплотнённое хранение

4.4.3 Изолированный массив ОТВС

4.4.4 Выводы к разделу

4.5. Выводы

ГЛАВА 5. ПРИМЕНЕНИЕ РАСЧЁТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ

МЕТОДИКИ КОНТРОЛЯ ПОДКРИТИЧНОСТИ ХОЯТ ЛАЭС

5.1. Расчётный мониторинг размножающих свойств ХОЯТ с использованием комплекса программ САПФИР_95&RC_ХОЯТ

5.1.1 Процедура расчётного мониторинга хранилища ЛАЭС

5.1.2 Отработка процедуры расчетного мониторинга с привлечением информации по загрузке ОТВС в ХОЯТ ЛАЭС

5.1.3 Результаты оперативного контроля подкритичности бассейнов выдержки ХОЯТ ЛАЭС с помощью комплекса программ САПФИР_95&ЯС_ХОЯТ

5.2. Оценка размножающих свойств ХОЯТ с использованием

экспериментальных данных

5.2.1 Пример практической реализации расчётно-экспериментальной

методики контроля подкритичности

5.2.2 Обобщение и сопоставление между собой результатов

измерений

5.3. Выводы

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ И РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

СПИСОК УСЛОВНЫХ СОКРАЩЕНИЙ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Применение импульсного метода для оценки подкритичности в хранилищах отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК»

Введение

Актуальность работы. Первоначально ХОЯТ Ленинградской атомной станции проектировалось для размещения отработавшего топлива с обогащением 1,8%. Обоснование ядерной безопасности при анализе аварийных ситуаций проводилось на основе традиционных консервативных допущений: в частности, всё топливо рассматривалось как свежее [1, 2]. Переход в реакторах РБМК на топливо с обогащением (2% и более) привёл к тому, что потребовалось ввести ограничение на глубину выгорания отработавших ТВС (ОТВС). Были разработаны схемы хранения, исключающие компактное размещение в хранилище недовыгоревших ОТВС.

Использование глубины выгорания топлива в качестве параметра безопасности в отечественной и в зарубежной практике [3] предполагает применение дополнительных мер контроля, таких как прямое измерение глубины выгорания топлива в ТВС.

В 2009 г. на Ленинградской атомной станции была введена в эксплуатацию установка для измерения глубины выгорания каждой ОТВС в отдельности. При такой организации процесса измерений использование данного экспериментального метода в качестве основного средства контроля за состоянием всего хранилища затруднено из-за слишком большого объема измерений.

Поэтому параллельно с началом разработки установки измерения глубины выгорания была поставлена задача по разработке дополнительных средств контроля подкритичности.

В качестве экспериментального средства контроля за состоянием бассейнов выдержки ХОЯТ было предложено использовать эксперимент с импульсным источником нейтронов (модифицированный а-метод Симмонса-Кинга) [4, 5]. Данный метод в условиях хранилища представляется вполне подходящим по оперативности, трудоёмкости и по экономическим соображениям.

Для измерения декремента затухания нейтронного потока разработана экспериментальная установка [6].

В работах [7, 8] представлено первичное обоснование возможности применения импульсного метода для оценки подкритичности ХОЯТ. Ожидалось, что использование импульса нейтронов с большой энергией будет способствовать установлению асимптотического распределения нейтронного потока в пределах большого объема исследуемой системы и, как следствие, к меньшей пространственной зависимости декремента затухания мгновенных нейтронов. Тогда коэффициент размножения нейтронов можно оценить с помощью асимптотического декремента затухания.

Первые пробные эксперименты в ХОЯТ показали, что результаты измерений декремента затухания импульса мгновенных нейтронов плохо согласуются с асимптотическим значением, так как зависят от места размещения детектора и импульсного нейтронного генератора (ИНГ). Это сделало затруднительным интерпретацию экспериментальных данных.

В сложившейся ситуации возникла необходимость провести специальные расчётные исследования с целью адаптации импульсной методики к условиям хранилища ЛАЭС.

Целью настоящей работы являлось обоснование возможности использования импульсного метода для оценки подкритичности ХОЯТ РБМК. Для достижения намеченной цели поставлены и решены следующие задачи:

1) разработка программных средств для расчётных исследований и для сопровождения импульсных экспериментов;

2) исследование особенностей затухания нейтронного импульса и установления асимптотического распределения нейтронов в ХОЯТ РБМК;

3) поиск соотношений и закономерностей, связывающих результаты измерений с критериями, позволяющими сделать заключения о ядерной безопасности ХОЯТ (разработка методики контроля подкритичности

хранилища, использующей данные закономерности и сочетающей расчётный анализ с импульсными экспериментами);

4) апробация методики контроля подкритичности в реальных условиях ХОЯТ Ленинградской атомной станции.

Научная новизна работы определяется тем, что впервые проведено исследование эволюции нейтронного импульса и динамики установления асимптотического распределения нейтронов для хранилища РБМК. Оценено влияние профиля выгорания топлива по высоте на результаты измерений. Установлено, как результаты измерений связаны с критериями, позволяющими сделать заключение о ядерной безопасности ХОЯТ. Для уравнения, опредёляющего декремент затухания нейтронного потока, получен с учётом высотного профиля выгорания топлива спектр собственных функций и собственных значений, включая высшие гармоники.

При этом получены следующие наиболее важные новые результаты:

- на основе расчётного моделирования выявлено, что вследствие значительных геометрических размеров и большой подкритичности в реальных условиях хранилища РБМК за время измерений асимптотическое значение декремента затухания не успевает установиться;

- трёхмерные расчёты полностью заполненного ХОЯТ РБМК показали, что существует фрагмент с максимальными размножающими свойствами, который определяет подкритичность всего хранилища. Данный фрагмент -место для проведения измерений;

- с помощью расчётного анализа установлено, что основная собственная функция уравнения для определения декремента затухания имеет резкий пик у верхней границы активной части ТВС, где топливо наименее выгоревшее. С повышением порядкового номера гармоники вид собственной функции всё больше напоминает синусоидальную зависимость. Поэтому с помощью точечного источника нейтронов, размещённого в максимуме основной гармоники, можно эффективно селектировать высшие гармоники;

- показано, что можно подобрать такое расстояние между генератором и детектором, при котором измеряемый декремент затухания будет близок к асимптотическому значению при достаточно малых временах после импульса;

- расчётным путём установлено, что максимальное значение коэффициента размножения, которое может быть достигнуто при развитии постулируемых в ТОБ ХОЯТ аварий, практически линейно зависит от асимптотического декремента затухания, определённого в исходном состоянии;

- разработана и верифицирована расчётная модель для численного моделирования импульсных экспериментов.

Достоверность представленных результатов, выводов и

рекомендаций обеспечена тем, что в расчётных исследованиях и при численном моделировании импульсных экспериментов использовался комплекс программ САПФИР_95&RC_ХОЯТ, который был верифицирован при участии диссертанта, а результаты верификации, в свою очередь, подтверждены в ходе аттестации расчётного комплекса в НТЦ ЯРБ Ростехнадзора (Аттестационный паспорт ПС № 203 от 23.06.2005) [А15].

Также, достоверность результатов была подтверждена согласием расчётных и экспериментальных данных в пределах погрешности измерений.

Реализация и внедрение результатов работы. Результаты работы были учтены при разработке «Методики контроля подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива Ленинградской АЭС с помощью установки УИП-006» (РД ЭО 0613-2005, [9]).

Методика контроля подкритичности ХОЯТ (РД ЭО 0613-2005) стала прототипом технического решения на способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС, защищенного патентом РФ № 2488181 [10].

В ТОБ ХОЯТ ЛАЭС (п. 4.2.1.1, [11]) включены пункты:

- ежемесячно проводится расчет ^ф бассейнов ХОЯТ по аттестованной программе САПФИР_95&RC_ХОЯТ;

- ежеквартально проводятся измерения с помощью установки УИП-006 для подтверждения расчётов.

Практическая ценность работы.

1) В ходе расчётных исследований было установлено, что значения декремента затухания, полученные в серии измерений по высоте ТВС при перемещении измерительного устройства, включающего жестко сцепленные между собой ИНГ и детектор, образуют характерную высотную зависимость, форма которой определяется глубиной выгорания топлива - параметром, который в ХОЯТ ЛАЭС используется для контроля безопасности. Это важное свойство, которым обладает хранилище отработавшего ядерного топлива РБМК, было использовано в предложенной расчётно-экспериментальной методике контроля подкритичности ХОЯТ.

2) Уточнена процедура измерений в ХОЯТ РБМК, позволяющая получать оценку декремента затухания нейтронного потока, наиболее близкую к асимптотическому значению:

- экспериментальная установка размещается в центре фрагмента БВ с наибольшими размножающими свойствами (положение фрагмента определяется на основе расчёта);

- детектор от нейтронного генератора закрепляется на расстоянии, которое определяется свойствами среды и временным интервалом на зависимости спада плотности потока нейтронов, использующимся для определения значения декремента затухания;

- измерения осуществляются в нескольких точках верхней активной части ОТВС при изменении положения генератора и детектора. На основе измерений определяется наименьшее значение декремента затухания.

Выбранная методика проведения импульсных экспериментов позволила скомпенсировать пространственные эффекты, возникающие при проведении измерений декремента затухания нейтронного потока.

3) В ХОЯТ ЛАЭС с 2005 г. ведётся постоянный расчётный мониторинг изменения размножающих свойств в БВ с помощью САПФИР_95&RC_ХОЯТ. Начиная с 2009 г., реализована возможность подтверждения результатов расчётов данными измерений.

4) Опыт применения расчётно-экспериментальной методики контроля подкритичности на ЛАЭС показал, что импульсные эксперименты при соответствующей расчётной поддержке (САПФИР_95&RC_ХОЯТ) являются эффективным и оперативным инструментом, сочетающим одновременно и контроль подкритичности, и контроль глубины выгорания топлива в ОТВС исследуемого фрагмента ХОЯТ.

Положения выносимые на защиту:

1) Результаты расчётных исследований эволюции нейтронного импульса и динамики установления асимптотического распределения нейтронов в ХОЯТ РБМК;

2) Способ измерения в ХОЯТ РБМК асимптотического декремента затухания нейтронного потока, включающий выбор места для проведения измерений, использование экспериментальной установки, у которой фиксировано расстояние между генератором и детектором, проведение измерений в нескольких точках по высоте;

3) Результаты верификации комплекса программ САПФИР_95&RC_ХОЯТ в части моделирования экспериментов с импульсным источником нейтронов;

4) Апробация и обоснование расчётно-экспериментальной методики контроля подкритичности ХОЯТ РБМК на Ленинградской атомной станции.

Личный вклад автора в совместных исследованиях и работах заключается в следующем:

- проведёны теоретический анализ и расчётные исследования эволюции нейтронного импульса и динамики установления асимптотического распределения нейтронов в ХОЯТ РБМК;

- обработаны и проанализированы эксперименты с импульсным источником в ХОЯТ ЛАЭС. Уточнены условия проведения измерений. Выбраны наиболее достоверные и представительные серии измерений. Выполнено последующее моделирование экспериментов с помощью комплекса программ САПФИР_95&RC_ХОЯТ;

- разработана расчётная модель ХОЯТ для имитации с помощью программы САПФИР_95&RC_ХОЯТ экспериментов с импульсным нейтронным источником;

- верифицирован комплекс программ САПФИР_95&RC_ХОЯТ. Подобраны тестовые задачи и эксперименты, подготовлены расчётные модели и проведены верификационные исследования. В частности, использованы результаты экспериментов, проведенных в ХОЯТ ЛАЭС;

- обобщены и проанализированы результаты многолетнего расчётного мониторинга размножающих свойств ХОЯТ, который осуществлялся на ЛАЭС с помощью комплекса программ САПФИР_95&RC_ХОЯТ.

Авторство результатов, которые получены другими специалистами и вошли в диссертацию, конкретизируется по ходу изложения.

Апробация работы. Результаты и основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих семинарах и конференциях: XI, XIV и XVI семинары по проблемам физики реакторов Волга-2000, -2006, -2010 (Москва, МИФИ, 4-8 сентября 2000 г., 4-8 сентября 2006 г., 3-7 сентября 2010 г.); семинар секции динамики «Математические модели для исследования и обоснования характеристик оборудования и ЯЭУ в целом при их создании и эксплуатации» (г. Сосновый Бор, НИТИ, 18-22 сентября 2000 г.); семинар секции динамики «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов» (г. Сосновый Бор, НИТИ, 4-8 октября 2004 г.); семинары Нейтроника-2000, -2016 (г. Обнинск, 24-26 октября 2000 г., 26-28 октября 2016); молодёжная научно-техническая конференция «Молодые специалисты об актуальных вопросах атомной энергетики - 2001» (г. Санкт-Петербург, 30 мая - 2 июня 2001 г.); 9-я международная научно-

техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 21-23 мая 2014 г.); Межотраслевой научно-технический семинар «Расчетные и экспериментальные исследования динамики ядерных энергетических установок на этапах жизненного цикла» (г. Сосновый Бор, 20-22 октября 2015 г.); 162-м заседании семинара «Физика ядерных реакторов» (Москва, НИЦ КИ, 21 октября 2016 г.).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 13 работ, в журналах 3 статьи, из которых 2 статьи в научно-технических рецензируемых журналах, включенных в перечень ВАК; 10 материалов конференций и семинаров. 1 аттестационный паспорт программного средства. 1 свидетельство о госрегистрации программного средства. Кроме того результаты, которые включены в диссертацию, содержатся в 13 отчётах о НИР.

Структура и объём работы. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, основных результатов и выводов, библиографии, включающей 71 наименование, и приложения. Работа изложена на 230 страницах машинописного текста, включая 48 рисунков, 4 таблицы и приложение (45 рисунков и 4 таблицы).

Работа выполнена в Лаборатории программного обеспечения и расчётов реакторов отдела нейтронно-физических исследований (ОНФИ) ФГУП «Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова». Основные результаты работы были получены в ходе цикла научно-исследовательских работ по теме «Разработка комплекса программных средств для контроля подкритичности в хранилище отработавшего ядерного топлива Ленинградской атомной станции», которые выполнялись НИТИ по заказу Ленинградской атомной стации при непосредственном участии автора диссертационной работы. В рамках данного цикла работ автору были предоставлены экспериментальные данные по измерению декремента затухания нейтронного потока, проведённые в

ХОЯТ, а также результаты ежемесячного расчётного мониторинга за изменением размножающих свойств хранилища ЛАЭС.

Автор признателен своему научному руководителю Владимиру Георгиевичу Артемову за неоценимую помощь и постоянное внимание на всех этапах работы.

Автор благодарит А.В. Ельшина, А.С. Иванова, А.С. Карпова,

B.В. Обухова, А.В. Пискарева, В.К. Сергеева, Ю.П. Шемаева, И.Е. Сомова,

C.А. Николаева, В.Б. Полевого, Р.Л. Ибрагимова, Н.Н. Калязина, Д.В. Болотова, С.С. Бородич, С.Н. Бочкарёву, А.И. Полицына и многих других, без чьих усилий и помощи выполнение данной работы было бы невозможно.

Глава 1. Обзор экспериментальных методов определения подкритичности с импульсным источником нейтронов применительно к использованию в ХОЯТ РБМК

В ХОЯТ РБМК глубина выгорания топлива используется как параметр ядерной безопасности при хранении отработавшего топлива с обогащением, большим, чем 1,8%.

В соответствии с п. 6.2.2 Правил и норм в атомной энергетике ПНАЭ Г-14-029-91 [1], которые действовали до 2005 г.1, и в соответствии с п. 3.7 ныне действующих Федеральных норм и правил в области использования атомной энергии НП-061-05 [2] использование глубины выгорания топлива в качестве параметра ядерной безопасности допустимо, если существует установка для её измерения.

Использование глубины выгорания топлива в качестве параметра ядерной безопасности - это достаточно труднореализуемая на практике задача, так как измерение глубины выгорания следует проводить для каждой ОТВС перед размещением в ХОЯТ.

В документах [4, 5] был изложен подход к контролю безопасности при хранении отработавшего ядерного топлива РБМК, который в сложившихся обстоятельствах можно рассматривать в качестве компенсирующей меры. Для определения подкритичности хранилищ ОЯТ предложено совместное применение импульсного метода и стационарных экспериментов.

Измеряемыми нейтронно-физическими характеристиками являлись:

1 Методика определения подкритичности ХОЯТ РБМК [4, 5] была предложена, а исследования, которые легли в основу данной диссертационной работы, были начаты в то время, когда следовало руководствоваться нормативным документом ПНАЭ Г-14-029-91 [1]. Поэтому здесь и далее по тексту будет использоваться ссылка на указанный документ, хотя он и прекратил своё действие.

- декремент затухания нейтронного потока в импульсном методе;

- скорости генерации нейтронов вынужденного деления при стационарной методике контроля.

Стационарный метод является пассивным и может использоваться для постоянного и непрерывного контроля. Импульсный метод из-за своей трудоёмкости и ограниченного ресурса нейтронной трубки целесообразно использовать только при существенных изменениях среды.

Поэтому предполагалось, что значение подкритичности хранилища, определённое импульсным методом, будет использоваться для калибровки и периодического тестирования стационарного метода контроля подкритичности (см. п. 2.5 [5]).

Из всего разнообразия вариантов импульсного метода в методике определения подкритичности ХОЯТ РБМК [4, 5] планировалось использовать модифицированный а-метода Симмонса-Кинга.

В следующей редакции [7, 8, 6] методика определения подкритичности ХОЯТ была представлена в расширенном виде: дополнительно предусмотрено измерение глубины выгорания топлива гамма-спектрометрическим методом и по собственному нейтронному излучению. С точки зрения нормативных документов [1, 2] такая методика является более сбалансированной. Однако, в работах [7, 8] было подчеркнуто: «Предложенные методы определения по указанным выше причинам (имелось ввиду сложность проведения эксперимента. - Р.З.), а также, из-за огромного количества накопившихся в ХОЯТ ОТВС РБМК (~20000 шт. только на ЛАЭС), могут быть использованы только для выборочного контроля точности определения выгорания с помощью штатных систем АЭС».

Пробные импульсные измерения на Ленинградской атомной станции для определения подкритичности были проведены в 1998 г. При этом, результаты измерений было трудно интерпретировать, так как экспериментальные данные имели сильную пространственную зависимость.

Настоящая диссертационная работа посвящена обоснованию возможности использования импульсного метода для оценки подкритичности в ХОЯТ РБМК, а вопросы, связанные со стационарным методом и измерением глубины топлива, оставлены за рамками рассмотрения.

Результаты, полученные автором и изложенные в данной диссертационной работе, показали, что импульсный метод определения подкритичности достаточно перспективен для практической реализации в ХОЯТ РБМК. Кроме того, предложена методика контроля подкритичности ХОЯТ РБМК, сочетающая расчётный анализ размножающих свойств хранилища, импульсные эксперименты и прямое численное моделирование этих экспериментов.

В данной главе описан а-метод Симмонса-Кинга. Обсуждается область его применения. Представлено использование импульсного метода в рамках известной методики определения подкритичности ХОЯТ [5, 7, 8]. Определены проблемы, которые препятствуют практическому применению импульсного метода в классическом виде для определения подкритичности хранилища ОЯТ реактора РБМК. Сформулированы вопросы и задачи диссертационной работы, а также, намечены пути их решения.

1.1. Импульсный а-метод Симмонса-Кинга. Область применения

Описание модифицированного а-метода Симмонса-Кинга можно

найти в известной монографии Дж. Р. Кипина [12], а также в трудах всесоюзной летней школы физиков [13]. По результатам работы школы был выпущен сборник статей под редакцией В.В. Орлова и Э.А. Стумбура [14].

В классической формулировке а-метод Симмонса-Кинга оценки подкритичности основывается на постулате о том, что после инжекции импульса быстрых нейтронов в исследуемой среде за очень короткое время (по сравнению с временным отрезком после нейтронного импульса, на

котором осуществляется измерение) устанавливается асимптотическое распределение нейтронного потока. При этом нейтронный поток в любой точке сборки спадает с единым наименьшим (асимптотическим) декрементом затухания.

Время, за которое во всей системе после импульса устанавливается асимптотическое распределение нейтронного потока, можно оценить, используя условие [14, С. 5]:

(а1 -а0)Л* >> 1, (1.1)

где Лt - длительность эксперимента, ограниченная временем, за которое поток нейтронов упадёт ниже уровня чувствительности аппаратуры или фона; а0 - асимптотический декремент затухания нейтронного потока, совпадающий с первым собственным значением уравнения:

VDё УФI (2) -

,__ё ^ ё' ^ ё + ,

ё > ё

а

ФI (^) + (1 - IР ФР' (^) = - ^ Ф ё (2), (1.2)

а1 - следующее по величине собственное значение1.

На практике а-метод реализуется следующим образом. Исследуемая среда облучается большой серией последовательных вспышек от импульсного нейтронного генератора (ИНГ). Частота вспышек подбирается таким образом, чтобы она значительно превышала постоянные распада предшественников запаздывающих нейтронов. Через промежуток времени после начала облучения, на порядок превышающий время жизни наиболее долгоживущего предшественника, концентрация предшественников запаздывающих нейтронов устанавливается на постоянном уровне.

1 Для ХОЯТ РБМК оценку с помощью соотношения (1.1) характеристического времени выхода на асимптотику можно найти в приложении П.12.

На Рис. 1.1 приведена типичная картина поведения нейтронного потока между двумя импульсами.

о г

Рис. 1.1. Схематическая форма отклика детектора на импульс источника

На начальном этапе в течение длительности импульса имеет место рост нейтронного потока (участок (0-1)). Далее наблюдается непродолжительный переходный процесс (участок (1-2)), после чего в исследуемой среде устанавливается асимптотическое распределение потока нейтронов, интенсивность которого спадает по экспоненциальному закону с декрементом затухания а0 (участок (2-3)). На участке 3-4 нейтронный поток спадает до фона запаздывающих нейтронов.

В импульсном а-методе Симмонса-Кинга измеряется асимптотический декремент затухания нейтронного потока а0, так как существуют простые соотношения, связывающие реактивность и измеряемый декремент затухания [15]. Временной промежуток (участок (2-3)), который подходит для определения а0, ограничен с одной стороны

переходным процессом, а с другой - уровнем фона запаздывающих нейтронов (см. Рис. 1.1).

Предполагается, что в исследуемой системе устанавливается асимптотическое распределение нейтронов, и результаты измерения не зависят ни от положения импульсного генератора и детектора, ни от возмущения, которое вносят генератор и детектор в исследуемую систему. В этом заключается привлекательность импульсного метода как средства определения реактивности.

Границы применения импульсного метода для различных систем, в первую очередь, определяются тем, как быстро в исследуемой системе после импульса нейтронов устанавливается асимптотическое распределение нейтронного потока. Для строгого определения характеристического времени установления асимптотического распределения нейтронного потока следует применять критерий (1.1). Но использовать его неудобно, так как необходимо получить расчётную оценку значения декремента затухания а1, который следует за асимптотическим. Поэтому, часто при проведении импульсных экспериментов считают, что асимптотическое распределение установилось, когда на кривой спада нейтронного потока (см. Рис. 1.1) появился прямолинейный участок (в логарифмическом масштабе).

В простейшей первоначальной трактовке импульсного а-метода Симмонса-Кинга [16] реактивность определяется соотношением:

Р = а 0

Рэфф а0

кр

-1, (1.3)

_ кр ^

где а0 - декремент затухания нейтронного потока в критическом состоянии,

Рэфф - эффективная доля запаздывающих нейтронов. Данное соотношение справедливо при условии, что время генерации мгновенных нейтронов Л слабо зависит от кэфф. Для использования соотношения (1.3) необходимо произвести измерения асимптотического декремента для системы в критическом состоянии.

Когда время генерации нейтронов Л и эффективная доля запаздывающих нейтронов рэфф сильно зависят от подкритичности системы,

для определения реактивности можно воспользоваться модернизированным соотношением:

Р = ао Л-р эфф, (1.4)

где функционалы Л и рэфф для соответствующей реактивности оцениваются расчётным путём.

Для малых подкритичностей, когда Л и рэфф слабо изменяются при уменьшении подкритичности, можно один раз для какого-нибудь состояния, например, для критического, оценить значения функционалов времени генерации нейтронов Л и эффективной доли запаздывающих нейтронов рэфф, а затем для определения реактивности использовать формулу:

р = аоЛкр -вкфф, (1.5)

Соотношения (1.3) и (1.5), эквивалентны, так как а = в кфф / Лкр.

Принцип получения соотношений (1.3)-(1.5) описан в работе [15]. Подкритичность системы выражается через величину реактивности, которую, в отличие от классического определения реактивности (р = (кэфф -1) / kэфф), для подкритических систем удобно записать в форме:

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Зинатуллин Рустем Эдуардович, 2017 год

^ т // // // //

300 350 400 450 500 550 600 650 700

Положение детектора от низа активной части ОТВС, см

750

800

Рис. П.6.2. Высотная зависимость декремента затухания нейтронного потока для однородного фрагмента из 36-ти ОТВС («поляна», 2009 г.)

Из Рис. П.6.2 видно, что профиль выгорания ОТВС, окружающих измерительную установку, влияет на форму высотной зависимости декремента затухания нейтронного потока. В то же время, в минимуме высотной зависимости декремента затухания и в центре активной части ОТВС полученные значения декремента затухания практически не зависят от профиля выгорания топлива.

Чувствительность высотной зависимости измеряемого декремента затухания нейтронного потока к форме профиля выгорания топлива вполне естественна, так как декремент затухания является локальной характеристикой системы, в отличие от эффективного коэффициента размножения нейтронов, который

является интегральным параметром, благодаря чему он в значительно меньшей степени зависит от формы профиля выгорания топлива, что было подтверждено расчётными исследованиями.

При моделировании экспериментов, которые были проведены в БВ-4л (2009 г.), была апробирована возможность использования экспериментального профиля выгорания топлива по высоте для каждой ОТВС, одновременно была тестирована процедура сортировки ОТВС по годам выгрузки из реактора.

Несмотря на то, что установка для измерения выгорания ОТВС реактора РБМК создана и успешно работает, «глобальная» задача по получению экспериментальных профилей выгорания для всех хранящихся ОТВС является невыполнимой из-за их значительного количества (на данный момент в ХОЯТ ЛАЭС содержится уже несколько десятков тысяч ОТВС).

В связи с этим, расчётный мониторинг подкритичности ХОЯТ проводится сейчас с использованием двух обобщённых профилей выгорания. Профиль выгорания, который планируется использовать в расчётах для конкретной ОТВС, выбирается на основе её даты выгрузки из реакторов РБМК.

Более реалистическую расчётную модель ХОЯТ можно будет получить, если для каждой ОТВС использовать расчётный профиль с учётом истории пребывания ТВС в активных зонах реакторов РБМК. Тогда возможности комплекса программ САПФИР_95&RC_ХОЯТ будут использованы в полном объёме, а контроль размножающих свойств ХОЯТ будет осуществляться на более высоком уровне.

Данная идея может быть реализована, так как на ЛАЭС в рамках темы «Расчётное сопровождение производства 60Со на Ленинградской атомной станции» осуществляется расчёт высотных профилей выгорания

с учётом реальной истории пребывания ТВС в реакторе1,2. Для чего ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова» разработал комплекс программ САПФИР_95&RC_РБМК. Постоянный контроль ведется приблизительно с 1992-1995 гг., в зависимости от энергоблока. Результаты записываются в специализированную базу данных. Остаётся только связать эту базу данных с БД ХОЯТ.

Заметим, что первый шаг в этом направлении уже был сделан, так как распределение №2 является обобщением расчётных профилей выгорания, полученных в рамках проекта по расчётному сопровождению производства 60Со с помощью комплекса САПФИР_95&RC_РБМК.

Анонсированная работа становится всё более актуальной по нескольким причинам. Во-первых, ОТВС первых лет эксплуатации ЛАЭС, для которых нет расчётных профилей, постепенно переводятся из ХОЯТ на сухое хранение, а доля ОТВС, для которых имеются расчётные профили выгорания, увеличивается. Во-вторых, в ХОЯТ идет постоянное увеличение объёма завозимого на хранение «эрбиевого» топлива, и поэтому, для него следует или ввести обобщённое распределение 3-го типа, или же, что более предпочтительно, перейти к использованию для каждой ОТВС своего расчётного профиля, тем самым закрыв раз и навсегда данный вопрос.

1 Расчёт высотного профиля выгорания топлива в ТВС, отправленных с ЛАЭС в НИИАР, с использованием комплекса программ САПФИР_95&ЯС_РБМК. Отчёт о НИР / В.Г. Артемов, Л.М. Артемова, А.В. Ельшин, и др., уч.№10-00/152-06, НИТИ, 2006г.

Артемов В.Г., Ельшин А.В., Иванов А.С., Горбунов Е.К., Иконников Р.В., Пименов А.Н. Модель активной зоны РБМК для расчетного сопровождения производства 60Со на Ленинградской АЭС. Атомная энергия, т. 108, вып. 1, 2010, С. 43-46.

П.7. Краткое описание экспериментальной установки УИП-006 для измерения декремента затухания нейтронного потока в ХОЯТ ЛАЭС

Измерение декремента затухания нейтронного потока аэксп осуществляется с помощью установки контроля условий хранения отработавшего ядерного топлива УИП-006. Установка имела несколько модификаций, отличие которых, в основном, заключалось в конструкции блока измерений.

В блоке измерений используется источник нейтронного излучения типа ИНГ-12. В качестве детектора нейтронов используются камеры деления (КД) КНТ-31 (КНТ-31-1, КНТ-54-1).

Для проведения пробных импульсных экспериментов (1997-1998 гг.) генератор и детектор размещались в пустых соседних пеналах и могли перемещаться по высоте независимо друг от друга (см Рис П.7.1).

ИНГ - импульсный нейтронный генератор КД - камера деления

Рис. П.7.1. Функциональная схема измерительной установки УИП-006 для первых пробных измерений в ХОЯТ ЛАЭС (1997-1998 гг.)

Основываясь на опыте первых импульсных экспериментов, проведенных в ХОЯТ ЛАЭС, выбрана конструкция измерительной установки в виде зонда, в которой жесткая сцепка генератор-детектор перемещалась в одном пустом пенале.

В 1998-2008 гг. блок измерений представлял собой сцепку генератора и детектора1, которую можно свободно перемещать по вертикали внутри сухого пенала. Между физическими центрами ИНГ и детектором расстояние составляло ~35 см. Функциональная схема представлена на Рис П.7.2.

ИНГ

КД

ИНГ - импульсный нейтронный генератор КД - камера деления

Рис. П.7.2. Функциональная схема опытного образца измерительной установки УИП-006 для ХОЯТ ЛАЭС (1998-2008 гг.)

1 Кудрявцев К.Г., Калязин Н.Н., Болотов Д.В., Ельшин А.В., Артемов В.Г., Пискарев А.В. Контроль за размножающими свойствами хранилища ОЯТ Ленинградской АЭС с использованием комплекса программ САПФИР_95&RC и установки измерения подкритичности УИП-005 [Электронный ресурс] / XVII международный фестиваль «Dysnai-2004», июль 2004 г., Литва. - URL: http://www.dysnai.org/Reports/2000-2004/2004/2004.rar, свободный. (дата обращения 29.02.2016).

В 2009 г. после модернизации в эксплуатацию был введён промышленный вариант УИП-0061, у которого блок измерения в сборе представляет собой сухой герметичный пенал (капсулу) с размещенными в нём детектором нейтронного излучения и трубкой ИНГ. Расстояние между детектором и генератором неизменно и составляет ~ 50 см. Функциональная схема установки представлена на Рис П. 7.3.

ИНГ - импульсный нейтронный генератор КД - камера деления

Рис. П.7.3. Функциональная схема опытного образца измерительной установки УИП-006 для ХОЯТ ЛАЭС (1998-2008 гг.)

Для проведения импульсных экспериментов блок измерения установки УИП-006 размещается в уплотнённом массиве БВ хранилища. При этом, один ряд ОТВС раздвигается на шаг решётки бассейна выдержки, который равен 115 мм.

1 Сомов И.Е., Николаев С.А., Чернов В.А., Ибрагимов Р.Л., Волков В.С., Лобов А.Г., Мастеров А.В., Касьян А.Ю., Давиденко Н.Н., Ярославцев Г.Ф., Лебедев В.И., Беспалов В.Н. Установка контроля подкритичности заданных областей БВ ХОЯТ. Сборник докладов VII-й Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва, 26-27 мая 2010 г., C. 129-131.

В экспериментах с измерительной установкой УИП-006 всех модификаций после включения установки импульсный нейтронный генератор 30 раз в секунду генерирует импульсы нейтронов с энергией 14 МэВ, длительностью ~ 1мкс и интенсивностью ~ 210 нейтр./импульс. Для набора достаточной статистики измерения повторяются ~27 000 раз, что при частоте следования циклов 30 Гц, занимает ~15 минут работы установки. После каждого цикла импульсная трубка ИНГ должна охлаждаться 30...45 минут.

На Рис. П.7.4. изображён спад интенсивности нейтронного потока после инжекции импульса быстрых нейтронов. Это типичный пример для ХОЯТ ЛАЭС.

100000

10000

™ 1000 л

X

л

I-

т

О

100

10

50

100

150

200 250

Номер канала

300

350

400

450

Рис. П.7.4. Пример затухания нейтронного потока в ХОЯТ ЛАЭС (ширина канала составляет 8 мкс)

При обработке экспериментальных зависимостей производится поправка на просчеты. Действительное и измеренное значения счёта в канале связаны соотношением:

N = ^ д 1 - Nитм/Г

(П.7.1)

0

где N - измеренное значение счёта в канале; N - действительное значение счёта в канале; тм - мертвое время детектора; Тк=Ягтк - полное время счёта в канале; Яг=Тэ^ - число импульсов нейтронного генератора; тк - ширина канала; Тэ - время проведения эксперимента; ^ - частота нейтронного генератора.

Декремент затухания или логарифмическая производная нейтронного

потока аэксп = [1п) - 1п+ Лt)]/Лt при обработке экспериментов

методом наименьших квадратов определяется на временном интервале от 0,64 до 1,28 мс (с 80 по 160 каналы при ширине канала 8 мкс). Для определения фона от запаздывающих нейтронов используется интервал с 2,56 по 3,20 мс.

Чтобы продлить ресурс экспериментальной установки, в ряде экспериментов было уменьшено напряжение на генераторе. В результате, пришлось сместить обрабатываемый участок. В этом случае использовался интервал от 0,32 до 0,96 мс. Чтобы получить возможность сопоставлять результаты, полученные при различной обработке, в экспериментальные данные, полученные в измерениях с уменьшенным напряжением на генераторе, была введена расчётная поправка. Такая процедура никак не сказывается на оценке погрешности измерений, в то же время, позволяет получить характерную высотную зависимость декремента затухания нейтронного потока для данной серии измерений, как того требует специально разработанная для ХОЯТ РБМК методика контроля подкритичности, описанная в разделе 4.3.

Чтобы иметь возможность сравнивать между собой результаты экспериментов, которые выполнены как в разное время, так и в разных местах хранилища, необходимо, чтобы указанные выше параметры измерительной установки (такие как мощность генератора, частота следования циклов и т.д.) не менялись от измерения к измерению, а также, следует обрабатывать измерения по единой методике.

П.8. Результаты моделирования экспериментов с импульсным источником нейтронов, проведённых в ХОЯТ ЛАЭС

В данном приложении представлены результаты моделирования экспериментов с импульсным источником нейтронов, которые были проведены в ХОЯТ ЛАЭС и использовались для верификации комплекса программ САПФИР_95&RC_ХОЯТ, за исключением двух серий измерений, которые использованы в качестве иллюстративного материала по ходу изложения диссертационной работы (см. Рис. 4.8 и Рис. 5.5). Полный список экспериментов приведён в Табл. П.8.1.

Все серии измерений, кроме одной, были выполнены с использованием экспериментальной установки УИП-006 с блоком измерения стандартной компоновки: генератор находился выше детектора, образуя жёсткую сцепку, которая размещалась в пустом пенале для ОТВС или запаивалась в герметичную капсулу. В обоих случаях блок измерений перемещался по высоте бассейна выдержки. Описание экспериментальной установки УИП-006 можно найти в приложении П.7.

Расчётная и экспериментальная высотные зависимости декремента затухания нейтронного потока представлены на Рис. П.8.1-П.8.11. Результаты численного моделирования находятся в пределах погрешности измерений.

8000

7000

6500

5500

£ 5000

4500

®

3500

О Эксперимент —Расчёт

1-й-

300 350 400 450 500 550 600 650 700 750 800 Положение детектора от низа активной части ОТВС, см

7500

О- 6000

4000

Рис. П.8.1. БВ-5л, вода (1999)

Декремент затухания нейтронного потока а, с~1

Декремент затухания нейтронного потока а, с~1

Декремент затухания нейтронного потока а, с~1

р Я

ОС 4-

И -

с!л й

X 'Л

00

о н

03

П

чо чо чо

го

о

13 р

Я

00 и»

И -

с!л

X

О

н сз

п

чо чо чо

го

о

13 р

Я

00 ы

И 03

с!л

Й ч»

ы

X

О Н 03

о

чо чо чо

Рис. П.8.5. БВ-5л, 6X7 (40) ОТВС (1999)

8000

7000

5500

4500

— О Эксперимент Расчёт о

* рЕ £ о со 1

18 ° т ¡Е -Т

д—л— -л— го

300 350 400 450 500 550 600 650 700 750 800 Положение детектора от низа активной части ОТВС, см

850

6500

р 6000

5000

4000

3500

Рис. П.8.6. БВ-5л, 10x7 (68) ОТВС (1999)

Положение детектора от низа активной части ОТВС, см

Рис. П.8.7. БВ-2п 48р 8м (2000)

Декремент затухания нейтронного потока а, с~1

Декремент затухания нейтронного потока а, с~1

Декремент затухания нейтронного потока а, с~1

р

Я

00

И -

4-Я

'л о\

О Н сз

п

'ы о

го

о

р

Я

00

и

03

4-

а

^

о

43

ы о о чо

ы о

го

о

> { о . "ООО

ь -Ч ООО -С п ^ 0): Ш П) —1 "О "О ^ ^ П) П) I I н н 3 "ьо СО О) ? 9 о о СО О) ¡4) о -1- ¡4) -I О о о (О

г

ак Верхня гивной я гранк части С ца )ТВС

13 р

я

00 00

и

03

■I-

а

ч»

ы

О н

03

п

'ы о о чо

го

о

о

8000

а" 7500

га ^

¡2 7000 о с

§ 6500 х

X

6000

Ль

а>

5500

X

га

£ 5000 н а т

х 4500 а> Е

Ф

4000

а> Ч

3500

300 350 400 450 500 550 600 650 700 750 800 Положение детектора от низа активной части ОТВС, см

Рис. П.8.11. БВ-3п 51р 11м (2011)

Одна серия экспериментов, проведённая в БВ-5 (правая сторона, 1999 г.) и составляющая исключение, была выполнена на этапе пробных измерений. Тогда проводились экспериментальные изыскания с целью отработки методики измерений и определения наилучшей конструкции блока измерений. Экспериментальная установка имела особую конструкцию - два пустых пенала, размещенных через два места по ширине бассейна. В одном пустом пенале был размещён ИНГ (56 ряд, 5 место), а в другом - детектор (56 ряд, 8 место). При такой компоновке блока измерения была реализована возможность перемещать ИНГ и детектор по высоте независимо.

Расчётная и экспериментальная зависимости декремента затухания нейтронного потока от положения детектора по высоте для БВ-5п представлены на Рис. П.8.12. ИНГ и детектор в данном импульсном эксперименте при каждом конкретном измерении находились на одном уровне. Видно, что результаты численного моделирования находятся в пределах погрешности эксперимента.

Таким образом, трёхмерная модель позволила полностью смоделировать измерения высотной зависимости декремента затухания при синхронном перемещении детектора и генератора в соседних пустых пеналах.

О Экспери Расчёт мент о =Ео £ рЕ & <3 ~ га

т ¡5 -й-Д

га

Рис. П.8.12. БВ-5п 56р 8м (1999)

Кроме того, дополнительно были выполнены измерения при удалении генератора от детектора (см. Рис. 3.3). Расхождения (количественное, но не качественное), возникшие при моделировании экспериментов в БВ-5п с удалением ИНГ от детектора, связаны со сложностью описания геометрии данного эксперимента. Кроме того, при удалении ИНГ от детектора наблюдается сильное падение величины детектируемого сигнала, что отрицательно влияет на качество самих экспериментальных данных. Увеличить продолжительность эксперимента или увеличить мощность нейтронного генератора было невозможно по технической причине - из-за перегрева трубки генератора. Несмотря на указанные сложности, при моделировании удалось качественно отразить все характерные особенности данной серии измерений.

Табл. П.8.1. Результаты численного моделирования экспериментов с импульсным источником нейтронов в ХОЯТ

Информация об экспериментальной серии Отклонение, с1 Ссылки

БВ Сторона Ряд Место Дата Особенности Число измерений в серии Максимальное Среднеквадратичное

5 правая 56 8 15-16.03.1999 г. Однородный фрагмент. Генератор и детектор размещены в разных пеналах через 2 места 17 216,8 107,3 Рис. П.8.12

4 правая 65 8 23-26.03.1999 г. Однородный фрагмент 11 229,3 103,9 Рис. 4.8

5 левая 11 12 13.01.-23.03.2000 г. Измерения в фрагментах разного размера: Вода 2x3 (4) ОТВС 6x3 (16) ОТВС 6x5 (28) ОТВС 6x7 (40) ОТВС 10x7(68) ОТВС 6 5 7 7 6 7 111,9 206,6 122,8 198,1 114,7 143,6 83.7 144,2 66,4 144,7 79.8 89,2 Разд. 3.3 Рис. П.8.1 Рис. П.8.2 Рис. П.8.3 Рис. П.8.4 Рис. П.8.5 Рис. П.8.6

2 правая 48 8 04-07.09.2000 г. Неоднородный фрагмент, повторные измерения 8 244,2 187,3 Рис. П.8.7

03-04.10.2000 г. 8 210,4 147,1

ю о о

Продолжение П.8.1

Информация о экспериментальной серии Отклонение, с1 Ссылки

БВ Сторона Ряд Место Дата Особенности Число измерений в серии Максимальное Среднеквадратичное

4 левая 3 12 26.10-06.11.2009 г. Специально собранный фрагмент из 36 ОТВС, у которых измерен высотный профиль выгорания топлива. Полость в центре фрагмента для размещения измерительной установки была шириной только в полшага регулярной решетки бассейна выдержки 4 93,2 88,8 Рис. П.8.8

4 левая 70 7 26.10-06.11.2009 г. Неоднородный фрагмент, повторные измерения 7 249,8 157,5 Рис. П.8.9

03-14.03.2011 г. 4 195,6 120,9

4 Левая 3 13 03-14.03.2011 г. Специально собранный фрагмент из 56 ОТВС, у которых измерен высотный профиль выгорания топлива 3 101,5 73,9 Рис. П.8.10

3 правый 51 11 03-14.03.2011 г. Неоднородный фрагмент 4 130,6 103,5 Рис. П.8.11

4 правый 17 6 03-14.03.2011 г. Неоднородный фрагмент 6 136,9 82,4 Рис. 5.5

ю о

П.9.

Картограммы фрагментов ХОЯТ ЛАЭС на момент проведения в них импульсных экспериментов

Фрагмент правой стороны БВ №5 (март 1999 г.)

с?

I

9

¡С

5 о V© та

-о 00 о

(О 8-

о

та §

§

та

£ о

«5 а

3

<3- ГМ о О о О о О о о о о

го гм о О о О о О о с о о

ГХ| ГМ о О о о о О о о *ч 1 а

тН ГМ о О о о о О о с гм о*| а тЧ ой а

о ГМ о О о о о О о о ип § го ГМ а

СП гН о о О о о О о с 3 гН ип а

00 т—1 о о О о о О 14 ри 3 § 3 я 3 3

г*. о о О о о О и § 3 3 т по а

Ю тЧ о о О о о О 3 3 из 1-1-1 3 о а из а

Ю т—1 о о О о о О я 3 из *ч 3 ■н Г*1) а гм ип 3

тН о о из иэ а-1 к тЧ из г-. *ч я 3 РО из 3 3 а 2

ГО т—1 о о о о (М гМ ио ил чН я 3 из 3 я 3

ГМ <Н иЗ е р^ тЧ из иЗ г* *ч о о О по И гм ГМ гм 3 I и~| 3 г* а

тН т—1 гм 1Л тЧ § Я тЧ т я я 3 гН из 3 СО Ш 3 т ип 3 ПО ип 3 из 3

о ГМ ПО из тЧ р> гН ю Г-) 1П ил Я из ип я гм § 3 Я я 3 тЧ ГМ 3 э 3 ип ио 3

СГ| тН из иэ тН т иП из *ч <У\ гМ Я чГ т 8 *н СГ| ой 3 ип г*. 3 из 3 из 3 я 3

00 я СП цч тЧ из я Щ тН ГМ из И ГМ ГМ 1 о о гм 3 гН из 3 § 3

г-. из § тЧ ил из *ч из я О СМ О т Я тЧ гл тЧ гм тН 3 гм н Ш 3 и~1 § СП 14 3

кО о по н из Г"- из н 1С по 1 т § гм гм *н 3 л СП 3 3 3 ип 1

1П сп Г-- щ тЧ г* ("■» из тН гН ип О СМ гм *н гм о о я 3 тЧ 1 о 3 СО Й

« ип и1) из гН а (М ^м чЧ ГМ из н гм гм 1 ш 3 из СП 3 СГ| §

го Г-. из из гН из из тЧ я я о я СП тЧ 3 я гм гм 3 из ип СП 3 тЧ г-- 3

гм 3 из тЧ ц из «ч ГМ со э (М я я 00 ип СП тЧ ¡5 сл *ч 3 3 СП СП 3 гм н 3 гм 3

тН ¿1 из из из тН Ц1) 3 ГМ ГМ 00 а тЧ из СП тЧ 3 н 1Л 3 я 3 я 3

со

сс о. 1Л ч- 1Л 1Л 1Л 1Л 1Л из 1Л ш ш гч ш та 1Л 03 1Л

Ряд в_н 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24

63 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с с с с с с

63 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с 0 с 0 0 с с

64 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с с с с с с

64 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с с с с с с

65 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 С 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с с с с с с

65 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с 0 с 0 0 с с

66 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с с с с с с

65 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с с с с с с

67 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 С с с с с с с с

67 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с 0 с 0 0 с с

Картограмма энерговыработки (МВт-сут./ТВС)

Ряд в_н 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24

63 -1 1852 1843 1862 1800 1889 1819 1880 1882 1816 1863 1861 1863 1803 1875 1865 1835 1818 0 0 0 0 0 0 0

БЗ 1 1897 1879 1876 1851 1884 1857 1880 1850 1801 1868 1817 1851 1871 1823 1888 1820 1870 0 0 0 0 0 0 0

64 -1 1838 1882 1800 1899 1873 1829 1868 1884 1804 1868 1814 1891 1854 1854 1800 1822 1856 0 0 0 0 0 0 0

64 1 1838 1885 1850 1815 1874 1879 1862 1807 1872 1889 1812 1833 1847 1837 1895 1848 1900 0 0 0 0 0 0 0

65 -1 1868 1913 1885 1824 1889 1902 1977 0 1924 1943 1943 2000 1942 1994 1874 1898 1865 0 0 0 0 0 0 0

65 1 1806 1926 1863 1930 1974 1945 1872 0 1837 1843 1893 1903 1821 1826 1827 1877 1887 0 0 0 0 0 0 0

66 -1 1802 1872 1884 1821 1814 1804 1863 1828 1895 1900 1850 1816 1820 1824 1849 1826 1800 0 0 0 0 0 0 0

66 1 1896 1852 1853 1897 1814 1884 1820 1808 1866 1811 1837 1890 1884 1825 1813 1842 1842 0 0 0 0 0 0 0

67 -1 1952 1969 1863 1876 1826 1847 1864 1815 1890 1860 1810 1890 1996 1949 1978 1910 0 0 0 0 0 0 0 0

67 1 1951 1901 1836 1816 1829 1860 1891 1852 1838 1804 1816 1821 1928 1947 1997 1998 0 0 0 0 0 0 0 0

Специально собранный в свободной части левой стороны БВ №5 изолированный однородный фрагмент (начало 2000 г.)

Картограмма обогащения (%)

Ряд В/Н 9 10 11 12 13 14 15

9 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0

9 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0

10 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0

10 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0

11 -1 2,0 2,0 2,0 0 2,0 2,0 2,0

11 1 2,0 2,0 2,0 0 2,0 2,0 2,0

12 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0

12 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0

13 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0

13 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0

Картограмма энерговыработки (МВтсут./ТВС)

Ряд В/Н 9 10 11 12 13 14 15

9 -1 1906 1922 1923 1843 1856 1902 1833

9 1 1930 1979 1974 1872 1824 1818 1979

10 -1 1992 1938 1966 1878 1918 1858 1821

10 1 1962 1914 1903 1970 1924 1894 1880

11 -1 1837 1937 1824 0 1826 1826 1821

11 1 1965 1800 1913 0 1997 1862 1876

12 -1 1846 1897 1843 1817 1852 1801 1951

12 1 1896 1823 1836 1833 1881 1881 1952

13 -1 1989 1843 1840 1825 1904 1991 1955

13 1 1820 1825 1830 1822 1950 1878 1986

Ряд в_н 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24

45 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с

45 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с

47 -1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с

47 1 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 2,0 с с

43 -1 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 С 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 с с

43 1 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 с 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 с с

49 -1 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 С С С С С С С С С с с

49 1 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 С С С С С С С С С с с

50 -1 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 2,0 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 с с с с

50 1 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 1,8 0 0 с с

Картограмма энерговыработки (МВт-сут./ТВС)

Ряд В_Н 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24

45 -1 2319 2336 2302 2308 2342 2308 2332 2332 2348 2301 2350 2306 2332 2315 2326 2332 2322 2346 2387 2352 2358 2351 0 0

46 1 2336 2342 2319 2324 2308 2303 2330 2310 2304 2311 2302 2328 2322 2312 2326 2317 2315 2322 2373 2351 2398 2359 0 0

47 -1 2376 2363 2397 2356 2366 2360 2395 2387 2353 2356 2394 2386 2297 2273 2268 2259 2270 2275 2251 2288 2251 2277 0 0

47 1 2363 2354 2364 2359 2372 2385 2387 2372 2300 2359 2356 2364 2255 2261 2282 2252 2263 2280 2283 2278 2264 2252 0 0

43 -1 1379 1385 1352 1381 1303 1375 1370 0 1365 1353 1397 1360 1315 1328 1337 1509 1339 1326 1327 1384 1306 1374 0 0

48 1 1383 1351 1378 1362 1470 1388 1387 0 1364 1372 1364 1378 1322 1361 1302 1346 1301 1320 1400 1309 1453 1408 0 0

49 -1 2011 1929 1922 1982 1901 1997 1990 1956 1988 1988 1987 1986 1920 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0

49 1 1941 1953 1979 1979 2010 1970 1999 1815 1969 1805 1995 1994 1906 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0

50 -1 2063 2062 2081 2086 2027 2020 2029 2060 2185 2010 2004 2006 2015 2089 2087 2064 2031 2080 2069 2054 0 0 0 0

50 1 2081 2090 2099 2084 2010 2021 2034 2018 2032 2000 2005 2037 2007 2054 2058 2024 2035 2063 2064 2045 0 0 0 0

Специально собранный в свободной части левой стороны БВ №4 однородный фрагмент из 36-ти ОТВС (декабрь 2009 г.)

с? £

I

9

§

5 о V© та

-о 00 о

(О 8-

о

та §

§

та а (о о

«5 а

3

ГН О о о о о о из со ГА ГМ г* гН л ГМ о о о о РП ГМ И ГМ 3 И ГМ 1898 из ГГ, а

(М О о о о о о о о о о о о 1 ГМ ич щ И ГМ 3 л » а

т о о о о о о о о о о о о а И ГМ Й тН гМ тН РП а I

■в- О о о о о о о о о о о о из ич И ГМ н г» И ГМ из 1 о а

1Л о о о о о о о о о о о о 8 И ГМ РП н 1Н ГМ о РП а н

ш о о о о о о о о о о о о РП и*| тЧ ГМ 1 ГМ а гН га

гч о о о о о о о о о о о о 01 ич и ГМ г Г» 3 а 3 а

«1 о о о о о о о о о о о о ГМ г*. 1 а о ич а

С71 о о о о 1Л т ем ц"| 3 т ем ГМ из т ем р 8 т ем и*> гг, ем о о ГМ ш тН гМ ич к н ем ич из а из а

О гЧ о о о о 3 гн ГМ г* л ем я гл ем 3 1-1-1 ем РП О РП ем ГМ я РЛ ем о о РП О РМ а И ГМ и) 1 РП 45 а