Библиотека докуменов по охране труда и промышленной безопасности

Главная /

ГОСТ Р. ГОСТ Р 50088-92. Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетов

ГОСТ Р 50088-92

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ВОДО-ВОДЯНЫЕ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ (ВВЭР)

ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ
ФИЗИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ

ГОССТАНДАРТ РОССИИ

Москва

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ


РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ВОДО-ВОДЯНЫЕ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ (ВВЭР)

ГОСТ Р
50088-92

Общие требования к проведению физических расчетов

Water-moderated water-cooled power reactors.
General requirements for performing
neutron physical calculations


Дата введения 01.07.93

В части требований п. 2.3.1 к скоростям возрастания мощности при авариях с повышением реактивности и эффектам пространственной кинетики поля энерговыделений и подразд. 2.5

01.01.96

Настоящий стандарт распространяется на расчеты, выполняемые как в процессе проектирования, так и на стадии эксплуатации ВВЭР, в той их части, которая связана с определением собственно нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора: параметров критичности, запасов, эффектов и коэффициентов реактивности, эффективности органов регулирования, распределения мощности в активной зоне и их изменений при переходных процессах на ксеноне-135 и самарии-149, маневрировании мощности, выгорании и перегрузках топлива, а также длительностей кампаний топливных загрузок, расходов топлива, изотопного состава выгружаемого топлива, эффектов пространственно-временной кинетики в активной зоне, и устанавливает требования к проведению физических расчетов активных зон корпусных водоводяных энергетических реакторов типа ВВЭР - к их организации, объему и детальности, используемой методике, точности и оформлению результатов. Требования стандарта учитывают, что результаты этих расчетов применяются для обоснования безопасности реакторной установки (в частности, ее ядерной безопасности) и принятия решений, определяющих экономичность использования ядерного топлива.

Стандарт не распространяется на расчеты, связанные с решением задач теплофизики активной зоны, защиты корпуса и тепловыделений в элементах конструкции реактора.

[pagebreak]1. ОРГАНИЗАЦИЯ РАСЧЕТОВ

1.1. Проектные и эксплуатационные физические расчеты ВВЭР должны проводиться по программам, включенным на основании их аттестации и утверждения Госатомнадзором Российской Федерации в Государственный фонд алгоритмов и программ (ГОФАП). Это требование распространяется на все виды используемых в расчетах программ, включая программы - библиотеки ядерных данных, эффективных малогрупповых сечений и граничных условий.

Результаты расчетов, полученные по другим программам, должны подтверждаться сопоставлением с расчетами, выполненными по аттестованным программам ГОФАП.

1.2. При проведении расчетов допускается использовать версии программ, отличающиеся от входящих в ГОФАП,

Постановкой программ на ЭВМ другого типа;

Развитием программ в целях автоматизации их связи с другими программами и созданием дополнительных блоков сервиса (для организации счета вариантов сериями, обеспечением возможности продления счета после прерывания, допущением ветвления решаемых задач, интерполяцией результатов, изменением форматов печати);

Улучшением организации процесса счета в результате исключения излишних повторений процедур, более рационального использования внутренней и внешней памяти, применения улучшенных способов ускорения сходимости интераций;

Расширением объема рассчитываемой информации без изменения используемых приближений.

Применяемые для расчетов версии программ должны обеспечивать полное соответствие результатов решения тестовых задач, получаемым по программам - оригиналам.

Все пригодные для использования версии программ подлежат включению в ГОФАП на основании утвержденного Госатомнадзором Российской Федерации положительного заключения экспертной комиссии фонда. Для утверждения версии программы, обеспечивающей расширение объема рассчитываемой информации, в состав экспертного заключения должно входить обоснование точности и области применения той части информации, которая ранее программой-оригиналом не рассчитывалась.

Версии программ, использующие улучшенные приближения и поэтому не обеспечивающие полного соответствия результатов решения тестовых задач, получаемых по программам-оригиналам, подлежат аттестации, утверждению и последующему включению в ГОФАП как новые программы.

1.3. Расчеты в процессе эксплуатации реактора должны проводиться по программам, использовавшимся на стадии технического проектирования этого реактора. Для повышения точности результатов допускается применение новых аттестованных программ, обеспечивающих использование улучшенных приближений. В частности, допускается применение программ-библиотек эффективных сечений и граничных условий, откорректированных на основе обобщения нейтронно-физических данных эксплуатации реакторов этого типа. Условием применения новых программ, помимо их аттестации, утверждения и включения в ГОФАП, должно быть наличие соответствующих рекомендаций и согласования со стороны научного руководства и главного конструктора реакторной установки.

1.4. Результаты физических расчетов, представляемые в официальных документах, подлежат экспертизе и утверждению. Порядок экспертизы и утверждения результатов расчетов согласовывается с Госатомнадзором РФ и зависит от назначения (категории) расчетов.

1.5. При проведении физических расчетов ВВЭР помимо требований настоящего стандарта должны соблюдаться положения действующих нормативных документов: ОПБ и ПБЯ РУАЭС, а также нормативных документов, определяющих номенклатуру и порядок согласования эксплуатационных нейтронно-физических расчетов для топливных загрузок ВВЭР.

[pagebreak]2. ОБЪЕМ И ДЕТАЛЬНОСТЬ РАСЧЕТОВ

2.1. Категории расчетов

Требования к объему и детальности расчетов зависят от назначения (категории) расчетов. Стандартом предусматривается пять отличающихся по назначению категорий расчетов:

Проектные расчеты, выполняемые на стадии эскизного проектирования реакторной установки;

Проектные расчеты, выполняемые на стадии технического проектирования реакторной установки;

Эксплуатационные расчеты в обоснование перегрузки топлива для работы реактора в проектных условиях;

Эксплуатационные расчеты в обоснование перегрузки топлива для работы в условиях, отличающихся от проектных;

Оперативные эксплуатационные расчеты, выполняемые непосредственно в процессе работы реакторной установки.

Объем и детальность расчетов, выполняемых на предшествующих эскизному проектированию стадиях не регламентируются.

2.2. Проектные расчеты на стадиях эскизного проектирования реакторной установки

2.2.1. Объем физических расчетов, выполняемых на стадии эскизного проектирования реакторной установки, должен быть достаточен для того, чтобы в сочетании с параллельно проводимыми конструкторскими проработками активной зоны и тепло-гидравлическими расчетами реакторной установки обеспечить возможность обоснованного окончательного выбора основных конструкционных характеристик активной зоны реактора и условий ее эксплуатации, в том числе:

Геометрии активной зоны, типа топливной решетки, конструкции тепловыделяющих элементов, конструкции и числа топливных тепловыделяющих сборок (ТВС);

Номенклатуры начальных обогащений (начальных изотопных составов) топлива ТВС первой загрузки и подпитки, режима перегрузок топлива;

Принципов компенсации реактивности реактора, конструкции и числа органов регулирования, типа и размещения в ТВС выгорающих поглотителей;

Распределения органов регулирования по группам, рабочей и аварийных скоростей перемещения групп, предельных значений концентраций поглотителя в теплоносителе (при перегрузках топлива, пуске реактора и выводе его на мощность, в процессе выгорания топлива, остановках и расхолаживании реактора, в условиях аварий с угрозой расплавления топлива), необходимых диапазонов скоростей изменения концентрации жидкого поглотителя в теплоносителе;

Принципов профилирования энерговыделений по активной зоне и внутри ТВС;

Состава и размещения детекторов внутриреакторного контроля;

Принципов гашения ксенонных колебаний;

Способов управления реактором в режимах маневрирования мощности;

Способов транспортировок и хранения свежих и облученных ТВС.

Если для выбора указанных характеристик реактора выполняются какие - либо физические эксперименты, то в объем расчетных работ должно входить также сопоставление расчетов с данными таких экспериментов.

2.2.2. Детальность выполняемых на стадии эскизного проектирования реакторной установки физических расчетов не регламентируется.

2.3. Проектные расчеты на стадии технического проектирования реакторной установки

2.3.1. Объем физических расчетов, выполняемых на стадиях технического проектирования реакторной установки и активной зоны, должен быть достаточен для того, чтобы в сочетании с параллельно проводимыми уточнениями конструкции реакторной установки, теплогидравлическими расчетами стационарных, переходных и аварийных режимов, физическими и теплогидравлическими экспериментами обеспечить:

Обоснованный окончательный выбор практических приемов эксплуатации реакторной установки (картограммы расположения ТВС первой топливной загрузки; типовой схемы перегрузок топлива; способов отступления от типовой схемы перегрузок топлива; последовательности взвода групп органов регулирования; последовательности операций при компенсации быстрых и медленных изменений реактивности, в том числе при пусках реактора, выводе его на мощность, гашении ксенонных колебаний поля энерговыделений, маневрировании мощностью и отработки соответствующих переходных процессов, выгорании топлива, остановках, расхолаживании и разотравления реактора);

Получение информации по основным нейтронно-физическим характеристикам реактора для его первой и последующих топливных загрузок до вывода активной зоны в установившийся режим работы (параметрам критичности, запасам, эффектам и коэффициентам реактивности активной зоны, эффективностям используемых систем компенсации реактивности, включая анализ эффективности одиночных органов регулирования, дифференциальным и интегральным эффективностям групп органов регулирования; изменениям этих характеристик при пусках реактора, выводах его на мощность, выгорании топлива, остановках и расхолаживании реактора, проявлении переходных процессов на ксеноне - 135 и самарии - 149; изменениям распределений энерговыделения в активной зоне и внутри ТВС при работе реактора на номинальной и частичных уровнях мощности, при переходных процессах, связанных с маневрами мощности и гашением ксенонных колебаний поля энерговыделений; эффективным длительностям кампаний топливных загрузок и возможностям их продления за счет частичного использования мощностного и температурного эффектов реактивности; общим и удельным расходам топлива; глубинам выгорания и изотопным составам выгружаемого топлива);

Получение требуемой для обоснования безопасности реактора и реакторной установки в целом информации о возможных нейтронно-физических состояниях топлива в активной зоне реактора, транспортных контейнерах и хранилищах топлива применительно к рассматриваемым в техническом обосновании безопасности реакторной установки нормальным и аварийным ситуациям (значения подкритичности, условия достижения критичности, в частности, при аварийном расхолаживании остановленного реактора, скорости возрастания мощности при авариях с повышением реактивности, эффекты пространственновременной кинетики поля энерговыделений;

Обоснование безопасных приемов обращения с топливом при его транспортировании, хранении, выполнении технологических операций при первой загрузке топлива в реактор и проведении перегрузок топлива;

Обоснование пусковых экспериментов и экспериментов по освоению мощности реактора;

Определение диапазонов допустимых значений тех характеристик, которые из соображений безопасности должны быть регламентированы.

2.3.2. Если на стадии технического проектирования реакторной установки проводятся какие-либо эксперименты, то в объем соответствующих расчетных работ должно входить сопоставление расчетов с данными этих экспериментов. Результаты сопоставлений расчетов с данными полномасштабных холодных критических экспериментов на штатных ТВС первой топливной загрузки реактора, с данными физического и энергетического пуска реактора, а также результаты обобщения опыта сопоставления расчетов с нейтронно-физическими данными эксплуатации топливных загрузок до вывода активной зоны в установившийся режим работы должны входить в откорректированное по результатам физического и энергетических пусков техническое обоснование безопасности реакторной установки.

2.3.3. Если для обработки показаний детекторов штатной системы внутриреакторного контроля необходимо проведение физических расчетов, то на стадии технического проектирования реактора они должны быть выполнены, по крайней мере, для его первой топливной загрузки.

2.3.4. Детальность физических расчетов, выполненных на стадии технического проектирования реакторной установки, должна быть достаточна для того, чтобы путем линейной интерполяции результатов, полученных для рассмотренных в расчетах состояний активной зоны, можно было найти соответствующую физическую характеристику реактора для любого возможного на практике состояния активной зоны с точностью, удовлетворяющей требованиям разд. 4
Страница: [1] 2 3
[0.0414 сек.]
СЛУЧАЙНОЕ