РП<ПНЭ≤ПБЭ и ЭП<ПНЭ≤ПБЭ

При этом учитывается, что в состав эксплуатационных пределов (ЭП) параметров входит необходимый для управления оперативный запас реактивности. Проблема безопасного управления изменением реактивности при поставленных условиях, как показано в работах Л.К.Шишкова [2] (РНЦ «КИ»), должна быть обеспечена введением для каждого из параметров при проектировании и эксплуатации т.н. инженерных коэффициентов запаса с учётом физических свойств конкретного типа реактора.

Таким образом, обеспечение требований безопасной эксплуатации реактора ЯЭУ, являющейся высокотехнологическим комплексом, нуждается в системном подходе и выражается в необходимости расчётного сопровождения процесса её работы. Этот подход требует обязательного выполнения всего комплекса нейтронно-физических, теплогидравлических и прочностных термомеханических расчётов для конкретного типа реактора. Поэтому расчётное обеспечение эксплуатации реакторов должно осуществляться на основе включения этих основных подсистем расчётов в единую систему реакторных расчётов. Полнота получаемых с помощью этой системы результатов должна обеспечиваться на основе полномасштабного учёта обратных связей по всем физическим процессам, протекающим в реакторе. Поэтому для определени величины ПП при НЭ необходимо обеспечить выполнение КБ при всех ННЭ, ПА и ЗПА, т. к. они «стартуют» при параметрах НЭ.

Для этого в соответствии с требованиями ПБЯ [1] в целях гарантии невыхода реакторных параметров за пределы безопасной эксплуатации расчётная величина эффективности системы управления и защиты (СУЗ) реактора должна обеспечивать полное перекрытие образующихся положительных изменений реактивностей, любое увеличение которых не должно превосходить величины b_eff с учетом инженерных коэффициентов запаса. Таким образом, расчётное обоснование безопасных для эксплуатации величин нейтронно-физических параметров реакторов АЭС заключается в определении не выходящих за допустимые пределы изменений эксплуатационных параметров управления стационарными и переходными режимами работы реакторов. Существуют также подлежащие оперативному контролю в процессе эксплуатации параметры управления ядерного реактора, которые иным путём, кроме расчётного их определения, получить невозможно. Поэтому на всех этапах расчётных исследований по обеспечению эксплуатации наряду с прямым расчётом величин физических эффектов применение теории возмущений также становится совершенно необходимым.

Так как главным фактором, подлежащим контролю в процессе эксплуатации, является суммарная величина реактивности, необходим расчёт её составляющих и изменений в них, которые происходят:

· при перемещении органов СУЗ, т. е. стержней КС, АР, АЗ, и их сочетаний;

· за счёт выгорания ядерного топлива, накопления трансурановых изотопов и осколков деления в течение срока его работы (а также отравления Хе-135 и Sm-149 в ВВЭР);

· при перегрузках ядерного топлива в конце определённого для него срока работы и др.

Исследование протекания определённых выше эксплуатационных режимов РУ и взаимосвязей параметров РУ в этих режимах выполняется с помощью привлечения всех принимаемых при проектировании и эксплуатации ограничений, условий, гипотез и средств их проверки с применением программных средств моделирования этих процессов. Для этих целей используются:

· физические модели реакторов и построенные на их основе расчётные модели, необходимые для моделирования этих процессов при НЭ, ННЭ, ПА и ЗПА;

· начальные и граничные условия моделирования процессов при ННЭ, ПА и ЗПА;

· модели последовательностей фаз процессов с учётом гипотез о возможных исходных событиях начала ННЭ, ПА и ЗПА.

Необходимым для расчётного моделирования является также использование алгоритмов, описывающих известные технологические процессы, происходящие при эксплуатации РУ.

Для обеспечения достаточности расчётного обоснования изменений величины реактивности все используемые процедуры определения интегральных параметров ядерных реакторов, таких как Кэфф, реактивность и т.д., должны быть основаны на полномасштабных расчётах локальных распределений нейтронно-физических характеристик с учётом всех источников возмущений реактивности, вносимых в объём реактора. Поэтому для полного их учёта необходим анализ всех возникающих в процессе работы изменений в распределении энерговыделения и других отклонений от нормального режима работы реактора и изменений связанной с ними суммарной величины реактивности. Определение расчётных величин параметров эксплуатации ядерного реактора должно производиться с применением необходимых программных средств с учётом константной и методической погрешностей, а также с учётом неопределённостей исходных данных, входящих в расчётные модели реакторов.

Контроль использования программных средств (ПС) в границах их применимости в процессе эксплуатации осуществляется Ростехнадзором, который устанавливает две основные группы программ: реперные, т.е. прецизионные, и инженерные.

По этому определению, «ПС для решения однородного или неоднородного линейного уравнения переноса, погрешность которых в области применимости определяется только погрешностью используемых файлов оцененных ядерных данных (без учёта погрешности исходных технологических данных - геометрических размеров, материального состава и т.д.), считаются реперными ПС», т. е. программными средствами прецизионного уровня точности. При этом «В качестве источника файлов оцененных данных в реперных ПС рекомендуется использовать систему РОСФОНД» - Российская национальная библиотека оцененных нейтронных данных.

«ПС, не являющиеся реперными, относятся к инженерным ПС. Инженерные ПС, реализующие решение уравнения переноса, могут иметь собственные библиотеки многогрупповых (или представленных в другом формате) констант, являющиеся неотъемлемыми частями ПС, либо могут использовать проблемно-ориентированные библиотеки констант, существующие в виде отдельно зарегистрированных программных продуктов.

Особую группу составляют программы-имитаторы работы реакторов АЭС. Используемые на действующих АЭС РФ программы -ПС – имитаторы реактора предназначены для обоснования эксплуатационной безопасности в период работы активной зоны с определенной загрузкой, либо для обоснования безопасности на определенный период работы для реакторов с непрерывной перегрузкой топлива. В них учтены особенности конкретных ядерных реакторов и на этом основании такие ПС следует отнести к своего рода уникальным. Используемые на действующих АЭС РФ программы расчётного сопровождения проверены в процессе эксплуатации соответствующих типов реакторов и имеют аттестационные паспорта Ростехнадзора, в которых указаны величины погрешностей рассчитываемых по ним параметров. Для наиболее важных параметров регламентом безопасной эксплуатации РУ предусмотрены периодические измерения, в том числе: постоянный контроль и архивирование распределений энерговыделения, температур отдельных элементов (компонент) активной зоны, расхода теплоносителя и т.д., полученных средствами внутриреакторного контроля, а также периодические измерения эффективности аварийной защиты, эффективностей групп и отдельных органов СУЗ, эффектов и коэффициентов реактивности и других величин. Все эти параметры подлежат расчёту в процессе сопровождения эксплуатации РУ АЭС.

Проблема определения эксплуатационных пределов связана также со следующими двумя объективно существующими положениями:

· неопределённостями данных, описывающих расчётную ней-тронно-физическую модель реактора (геометрия элементов активной зоны, топливная загрузка, длительность микрокампании и др.);

· расчётными погрешностями программных средств, используемых при определении физических характеристик реактора.

Поэтому оценка расчётных (теоретических) погрешностей также требует использования прецизионных программных средств, позволяющих при определении эксплуатационных пределов получать снижение величины этих погрешностей по отношению к точной модели описания нейтронного поля. Их применение должно базироваться на использовании результатов эксплуатационных измерений в течение работы реактора на номинальном уровне мощности и учитывать следующие физические эффекты:

· тепловое расширение топлива и его распухание за счёт радиационного облучения с увеличением высоты твэл’ов по сборке;

· термическое расширение и радиационное распухание столба поглотителя в стержнях органов регулирования СУЗ;

· непрерывность движения органов регулирования СУЗ в расчёте запаса реактивности (в отличие от обычного расчёта двух состояний – верхнего и нижнего).

Физические характеристики реактора «полный мощностной коэффициент реактивности», а также «коэффициент реактивности по температуре теплоносителя на входе в активную зону» следует отнести к классу динамических характеристик, что следует уже из их определений [5, 6]. И для их точного получения следует использовать алгоритмы динамического расчёта реактора, включающие расчёт распределённых обратных связей. При определении эксплуатационного предела величины запаздывающих нейтронов должны быть учтены современные оценки этих данных.

Для контроля качества результатов, получаемых в программах, используемых для расчётного обеспечения эксплуатации, необходимо также регулярное проведение расчётов тестовых задач (бенчмарков), соответствующих каждому типу ядерных реакторов (для ВВЭР см. Приложение 1)

Для обеспечения надёжной и безопасной эксплуатации АЭС необходимо также своевременное определение уровня разгерметизации тепловыделяющих элементов, который определяется по степени активности теплоносителя. Методы контроля герметичности оболочек (КГО) основаны на измерении утечки продуктов деления из негерметичных кассет путём анализа активности проб теплоносителя. При эксплуатации реакторной установки, согласно требованиям ПБЯ РУ АС-89/91, должна быть обеспечена возможность оперативной оценки количества повреждённых твэл’ов по активности теплоносителя, установления факта повреждения оболочек твэл’ов, с целью обоснования возможности продолжения эксплуатации после нарушений нормальной эксплуатации и аварийных ситуаций. Надёжным способом определения степени герметичности твэл’ов следует считать анализ активности продуктов деления в теплоносителе. Поэтому основная задача проведения КГО твэл’ов - это измерение удельной активности т.н. "реперных" изотопов некоторых продуктов деления и сравнение полученных результатов с заранее установленными пределами (эксплуатационными и пределами безопасной эксплуатации).

Эксплуатационным пределом работы РУ по суммарной удельной активности радионуклидов йода в теплоносителе первого контура является величина 3,7*10⁷ Бк/кг (1,0*10^-3 Ки/кг), соответствующая эксплуатационному пределу по числу негерметичных твэл’ов, равному 0,2% газонеплотных твэл’ов и 0,02% твэл’ов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем.

Пределом безопасной эксплуатации РУ по суммарной удельной активности радионуклидов йода в теплоносителе 1-го контура является величина 1,85*10⁸ Бк/кг (5,0*10^-3 Ки/кг), соответствующая пределу безопасной эксплуатации по числу негерметичных твэл’ов, равному 1% газонеплотных, и 0,1% от количества твэл’ов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем.

Методы контроля герметичности оболочек твэл’ов основаны на измерении утечки продуктов деления из негерметичных кассет путем анализа активности проб теплоносителя. Различают следующие виды контроля состояния активной зоны или контроля герметичности оболочек (КГО) твэл’ов:

• периодический КГО твэл’ов работающего реактора методом отбора проб теплоносителя;
• непрерывный КГО твэл’ов работающего реактора с помощью радиометрической и спектрометрической аппаратуры безпробоотборным методом;
• КГО и обнаружение ТВС с негерметичными твэл’ами в остановленном реакторе в период перегрузки топлива (стендовый).

Блок АЭС должен быть остановлен, если установленный предел безопасной эксплуатации не может быть соблюден при работе реактора на мощности. Конкретный предел считается превышенным, если разность между среднеарифметическим значением суммарной активности, полученным при измерении трех независимых проб теплоносителя, отобранных в течение временного интервала не менее 4-х часов и погрешностью этого значения превышает установленную величину предела. Если значения активности по I¹³¹ и I¹³⁴ за весь период эксплуатации одновременно не превышали уровень 3,7*10⁴ Бк/кг (1,0*10^-6 Ки/кг), то делается вывод об отсутствии в составе эксплуатируемой топливной загрузки негерметичных твэл’ов.

При выполнении хотя бы одного из двух условий:

· значение суммарной активности по йоду превысило величину 7,4*10⁶ Бк/кг (2,0*10^-4 Ки/кг),

· значение активности по I¹³¹ превысило величину 3,7*10⁵ Бк/кг (1,0*10⁵ Ки/кг),

делается вывод о присутствии в составе эксплуатируемой топливной загрузки негерметичных твэл’ов.

Если же однозначного определения, т.е. обнаружения негерметичных твэл’ов сделать нельзя, то перед остановом энергоблока на планово-предупредительный ремонт (ППР) вся имеющаяся информация по значениям удельной активности радионуклидов йода исследуется на предмет наличия т.н. "spike-эффекта" - роста удельной активности радионуклидов йода в 5 и более раз после срабатывания аварийной защиты или плановых изменений мощности не менее 20 % от текущего уровня. Его обнаружение свидетельствует о наличии в составе эксплуатируемой топливной загрузки негерметичных твэл’ов. Непрерывный контроль герметичности оболочек (КГО) твэл’ов работающего реактора осуществляется без отбора проб с помощью радиометрической и спектрометрической аппаратуры.

Метод КГО по запаздывающим нейтронам основан на том, что среди продуктов деления имеются летучие изотопы брома и йода, которые "перенасыщены" нейтронами и испускают их за время от долей секунды до нескольких десятков секунд. Радионуклиды Br⁸⁷ (T_1/2 = 55,6 с) и I¹³⁷ (T_1/2 = 24,5 c) успевают за это время выйти из топлива под оболочку твэл’а и далее через дефект оболочки попасть в теплоноситель первого контура. Испускаемые ими нейтроны (с энергией соответственно 0,56 и 0,25 Мэв) могут регистрироваться детекторами нейтронов, расположенными на всех главных циркуляционных трубопроводах первого контура, и тем самым служить для оценки повреждения оболочек твэл’ов.

Факт разгерметизации устанавливают по превышению некоторого начального уровня концентрации продуктов деления, обусловленного незначительным поверхностным загрязнением оболочек твэл’ов нуклидом U²³⁵ при изготовлении (обычно менее (1.0-3,0)*10^-10 г/см²), т.е. на уровне природного содержания урана в материалах.

Увеличение объёмной активности Kr⁸⁸, I¹³² и одновременное увеличение плотности потока запаздывающих нейтронов при неизменной мощности реактора свидетельствует о развитии дефектов в оболочках твэл’ов.

Регламентные требования по контролю герметичности оболочек твэловопределяют следующий объем работ по КГО для остановленного реактора в соответствии со следующими критериями: