Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000 (стр. 3 )

-  быстрый мощностной коэффициент реактивности;

-  паровой коэффициент реактивности;

-  эффективность аварийной защиты и эффективность системы останова, не выполняющей функции АЗ (перед остановом энергоблока на ППР).

7.1.2 Периодические измерения нейтронно-физических характеристик на энергетическом уровне мощности (кроме эффективности систем останова) должны проводиться, как правило, один раз в год, но не реже одного раза в два года. Отступление от периодичности проведения измерений в каждом конкретном случае должен быть обосновано и согласовано с ЭО. Измерения эффективности систем останова в рабочем состоянии проводится при останове энергоблока на ремонт.

7.1.3 На холодном разотравленном реакторе периодически измеряются:

-  эффективность аварийной защиты;

-  подкритичность расхоложенного разотравленного реактора при взведенных стержнях АЗ;

-  интегральная и дифференциальная эффективность стержней СУЗ и интегральная эффективность групп стержней СУЗ;

-  эффект реактивности при обезвоживании КОСУЗ в критическом и подкритическом состоянии;

-  распределение плотности потока нейтронов по объёму а. з. реактора.

7.1.4. Периодические измерения НФХ на физических уровнях мощности проводятся во время останова реактора на ежегодный ППР или при выходе из ППР. Отступление от периодичности проведения измерений в каждом конкретном случае должен быть обосновано и согласовано с ЭО.

При переходе на двухгодичный ремонтный цикл периодические измерения НФХ должны проводиться не реже, чем один раз в два года.

7.1.5. Для энергоблоков с неустановившимся режимом перегрузки топлива, обусловленным переходом на новый тип ТВС, ДП и стержней СУЗ, периодичность указанных измерений может быть иной и устанавливается в каждом отдельном случае специальной программой.

7.1.6. Измерения характеристик, не упомянутых в пп. 7., проводятся по распоряжению главного инженера АЭС, но не реже чем один раз в пять лет на каждом энергоблоке. Измерение эффекта реактивности при обезвоживании КМПЦ в подкритическом и критическом состояниях производится по специальной программе после длительного останова энергоблока, продолжительность которого обосновывается и подтверждается главным конструктором.

7.1.7 Результаты измерений НФХ оформляются протоколами, утверждаемыми главным инженером АЭС или его заместителем, которые направляются в ЭО, НИКИЭТ, РНЦ «Курчатовский институт» и . Основные требования к содержанию протоколов измерений приведены в

7.2 Требования по объему и периодичности расчета нейтронно-физических характеристик

7.2.1 Для подтверждения соответствия НФХ реактора РБМК-1000 в процессе эксплуатации пределам, установленным в проекте и паспорте РУ, а также в требованиям НД по безопасности, в период между измерениями выполняется расчетный контроль НФХ реактора в объеме перечня, приведенного в таблице 6.1.

7.2.2 Периодичность расчетного контроля НФХ на АЭС должна определяться с учетом тенденций их изменения и близости к установленным пределам. Максимальный период расчетного контроля НФХ на АЭС не должен превышать один месяц при работе энергоблока на мощности.

7.2.3 Результаты расчетного контроля НФХ заносятся в соответствующий архив ОЯБиН АЭС, журналы или протоколы расчетов. Исходные данные о состоянии РУ для проведения расчетов НФХ должны сохраняться в электронном архиве ОЯБиН АЭС.

7.2.4 Регулярные расчеты НФХ всех энергоблоков с реакторами РБМК-1000 с периодичностью не реже одного раза в месяц по поручению ЭО выполняет . Исходные данные о состоянии РУ для проведения этих расчетов должны быть своевременно предоставлены АЭС. Технические справки с результатами расчетов не позднее 15 суток после получения от АЭС исходных данных направляются в ЭО и на АЭС.

7.3 Требования по контролю нейтронно-физических характеристик

7.3.1 Контроль НФХ должен осуществляться на основе сопоставления значений характеристик, полученных по результатам измерений и расчетов, с величинами (или диапазоном изменения), установленными в материалах технического проекта, паспорта РУ и НД по безопасности.

7.3.2 Значения контролируемых характеристик не должны выходить за установленные пределы безопасной эксплуатации, эксплуатационные пределы и границы эксплуатационного диапазона для каждого конкретного параметра.

7.3.3 Расчетные и измеренные величины должны совпадать в пределах заявленной погрешности ПС и методик измерений.

7.3.4 В случае выхода измеренных значений характеристик за установленный диапазон на АЭС должна быть проведена проверка правильности проведения и обработки результатов измерений.

7.3.5 При подтверждении нарушения измеренными значениями НФХ установленного диапазона на АЭС должны быть приняты технические меры для приведения значений характеристик в соответствие с пределами.

7.3.6 В случае выхода расчетных значений характеристик за установленный диапазон или несовпадения с результатами измерений на АЭС проводится проверка правильности проведения расчетов с привлечением независимых расчетных кодов и организаций-разработчиков настоящей Методики.

7.3.7 Если выход расчетных значений характеристик за установленный диапазон подтвержден, то АЭС должна принять технические меры для приведения значений характеристик в соответствие с пределами.

7.3.8 После реализации технических мер соответствие НФХ установленным пределам должно быть подтверждено повторными измерениями и/или расчетами.

7.3.9 Эксплуатирующая организация по каждому из случаев, определенных в 7.информирует о принятых мерах заинтересованные организации и организует работу по устранению причин выявленных отклонений с привлечением организаций-разработчиков настоящей Методики. При необходимости производится согласованное изменение величин НФХ в нормативных документах, с обоснованием безопасности РУ при новых значениях НФХ.

8 Методы расчета и измерений нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000

8.1 Настоящая Методика устанавливает требования к способам расчета НФХ реактора в соответствии с приложением А. Цель требований - однозначное определение НФХ и обеспечение возможности сопоставления результатов при расчетах с использованием различных нейтронно-физических моделей и расчетных кодов.

Соответствующие условия сформулированы в виде соотношений, использующих решение условно-критической задачи для регламентированных состояний реактора и представлены в виде таблиц в приложении А. Там же приведены конкретные требования к расчетным моделям по степени детализации элементов конструкции а. з. реактора и пространственно-энергетического представления решения. Приведены также требования по верификации и аттестации вычислительных кодов в соответствии с РД - 03-33, РД - 03-34, вводу их в действие согласно РД ЭО 0612, требования по подготовке исходных данных о состоянии реактора согласно РД ЭО-0135 и требования по перечню НФХ, подлежащих расчетному контролю для реактора на мощности и остановленного реактора.

8.2 Настоящая Методика устанавливает основные требования к аппаратуре, используемой при измерениях НФХ. Эти требования, в соответствии с приложением Б, определяют пределы чувствительности по уровню мощности, динамического диапазона измерения реактивности. Регламентируют порядок регистрации и отображения (в режиме «on-line») сигналов датчиков и параметров при проведении измерений. Устанавливают порядок обработки результатов измерений с использованием полного набора констант делящихся нуклидов в модели вычислителя реактивности [10], а также порядок передачи информации, регистрируемой при выполнении измерений, с целью контроля обработки измерений во ВНИИАЭС в соответствии с РД ЭО-0135 и [3]..

В приложении В приведено описание каналов измерения плотности потока нейтронов и её распределения по объёму активной зоны, входящих в комплексную систему контроля, управления и защиты (КСКУЗ). Даны рекомендации по использованию возможностей датчиков, регуляторов и рабочих станций КСКУЗ при измерении НФХ реактора в соответствии с настоящей Методикой.

В приложении Г описываются системы контроля подкритичности на основе внутриреакторных широкодиапазонных датчиков нейтронного потока – СКП-К [4-8], внедренной на всех энергоблоках с РБМК-1000, и СКПиП, внедренной на части энергоблоков с КСКУЗ.

8.3 Требования к порядку извлечения стержней СУЗ при выводе реактора в критическое состояние изложены в приложении Д и соответствуют положениям, установленным РД ЭО 1.1.2.08.0175. Сам порядок извлечения стержней в каждом конкретном случае определяется на основании нейтронно-физического расчета по программам, установленным на АЭС и депонированным в ФЭП НФР РБМК [2, 9].

8.4 Реактивность и подкритичность реактора определяются в соответствии с методологией приложений Е и Ж. Основным способом измерения подкритичности реактора является метод измерения вводимой реактивности при вводе в активную зону критического реактора стержней СУЗ, извлечённых при выходе из подкритического состояния. Вычисление реактивности проводится на основе обработки сигналов нейтронных датчиков по модели обратного решения уравнений кинетики с учетом полной композиции делящихся нуклидов, соответствующей конкретному состоянию реактора. Для практического применения при выполнении измерений представлены таблицы значений долевого вклада отдельных нуклидов в генерацию нейтронов деления [1,11]. Различия в загрузке реакторов разных энергоблоков, в соответствии с приложением Е, не приводят к заметному изменению величины долевого вклада отдельных изотопов в генерацию нейтронов деления. В связи с этим при выполнении измерений рекомендуется использовать два стандартных набора значений долевого вклада нуклидов, соответственно для «горячего» и «холодного» состояний реактора.

Из условия минимизации погрешности от пространственных эффектов приводятся рекомендации по количеству датчиков нейтронного потока, используемых при проведении измерений [12] и их расположению по активной зоне [13]. Обосновывается величина минимальной погрешности измерений реактивности при условии соблюдения требований к измерительной аппаратуре в соответствии с приложением Б, порядку вывода реактора в критическое состояние в соответствии с приложением Д, требований по количеству и размещению нейтронных датчиков и введению расчетных поправок на пространственные эффекты.

Оценка подкритичности реактора без вывода реактора в критическое состояние осуществляется в соответствии с приложением Ж.

8.5 Интегральная и дифференциальная эффективность стержней СУЗ определяются в соответствии с приложением И. Эти характеристики используются для экспериментальной оценки формы радиально-азимутального и аксиального энергораспределения в а. з. в соответствии с приложением К. Основное внимание при выполнении и обработке этих измерений уделено соблюдению требования по учету вклада отдельных датчиков в суммарный сигнал. Сигналы датчиков, у которых отсутствует «полка» по реактивности, обычно близко расположенных к исследуемому стержню СУЗ, должны быть исключены из рассмотрения.

8.6 Для контроля тепловой мощности реактора при выполнении измерений на физических уровнях мощности с помощью различных внутризонных датчиков и датчиков, установленных в подвесках БИК, в составе СКП-К, СКПиП, СУЗ, первого и второго комплектов КСКУЗ, используются конкретные соотношения «мощность – ток (скорость счета) датчиков» в соответствии с приложением Л.

8.7 Измерения эффекта обезвоживания КМПЦ выполняются в соответствии с приложением М. Проведение таких измерений возможно после длительного останова реактора, когда уровень остаточного энерговыделения позволяет его обезводить.

Важность данной характеристики связана с тем, что ее величина является существенной при оценке поведения реактора при наиболее опасной проектной аварии - разрыве напорного коллектора.

Эксперименты по обезвоживанию КМПЦ выполняются на расхоложенном и разотравленном реакторе при соблюдении требований п.4.19 НП-082-07 по специальной программе.

При положительном эффекте обезвоживания КМПЦ разница в числе стержней, извлекаемых при выводе реактора в критическое состояние с заполненным и обезвоженным КМПЦ – положительна. В этом случае величина эффекта обезвоживания определяется через оценку эффекта заполнения. Эффект заполнения определяется через суммарную эффективность стержней СУЗ, составляющих указанную выше разницу, при сбросе этой разницы в критическом реакторе с заполненным КМПЦ при повторном выходе в критическое состояние после заполнения. Чтобы избежать повторного выхода в критическое состояние, в соответствии с приложением М, допускается другой подход для оценки «разницы» по градуировочной кривой реактивности, отражающей ее поведение при последовательном вводе стержней, извлекавшихся последними при выводе реактора в критсостояние с заполненным КМПЦ.

Аналогичным образом (через определение эффекта заполнения при «сбросе разницы», либо по градуировочной кривой) определяется и эффект обезвоживания КОСУЗ.

8.8 Согласно перечню контролируемых нейтронно-физических характеристик реактора, принятому в настоящей Методике, на энергетическом уровне мощности требуется определять как эффективность АЗ, так и эффективность системы останова, не выполняющей функции АЗ. Эти характеристики определяются методом сброса соответствующих групп стержней СУЗ при работе реактора на мощности (перед ремонтом). При этом введенная реактивность измеряется обработкой сигналов БИК и/или ВРД.

При останове реактора можно непосредственно измерить эффективность одной системы останова, а при последующем сбросе «вдогонку» остальных стержней - определить суммарную эффективность двух систем останова. Тогда эффективность другой системы останова определяется как разность между суммарной эффективностью систем останова и эффективностью системы останова, определяемой первой, в соответствии с приложением Н.

Поправки в измеряемую реактивность на обратную связь по мощности вычисляются в соответствии приложением Ф. Поправки представлены в виде соответствующих аналитических соотношений.

8.9 Паровой коэффициент реактивности (aj ) является одной из важнейших характеристик безопасности. В приложении П излагаются методы и особенности его измерения.

Исходя из своего определения, aj описывает изменение реактивности при малом возмущении паросодержания вблизи стационарного состояния, а эффект обезвоживания КМПЦ определяет полное изменение реактивности при осушении каналов. Соотношение между aj и эффектом обезвоживания КМПЦ достаточно стабильное, что позволяет использовать результаты измерений aj для контроля и оценки изменения величины эффекта обезвоживания при выполнении мероприятий по совершенствованию активной зоны РБМК. Расчетная величина эффекта обезвоживания, как правило, несколько меньше расчетной величины aj.

Примечание - Различия в оценках указанных величин предопределяются различиями в характере возмущения по плотности теплоносителя при обезвоживании и при выполнении измерений aj. Как следствие, это вызывает существенно разный масштаб ужестчения спектра нейтронов, сопровождающегося нарастанием конкурирующего влияния резонансов 137Er и 239Pu. Велики также различия в фильтрации (зондировании) физических свойств а. з. Вариация плотности теплоносителя при измерениях aj зондирует, главным образом, среднюю по высоте часть а. з. с малой утечкой, минимумом в аксиальном распределения поглотителей и максимумом в распределении выгорания топлива. При обезвоживании зондируется преимущественно нижняя часть а. з. с максимумом утечки и более высокой, чем в средней части, плотностью распределения поглотителя (УСП), но с меньшим выгоранием.

Основным методом измерений aj является штатный метод измерений с помощью возмущений расхода питательной воды (Gпв) [15-17]. Эти возмущения вызывают изменения паросодержания, которые компенсируются перемещением стержней АР и действием мощностной обратной связи. В течении ~ 2 мин. реактор переходит в новое стационарное состояние. Обычно проводится не менее трех циклов изменений Gпв. В каждом из них расход по половинам реактора увеличивается на 200 т/час, а затем снижается на 400 т/час на сторону. Между циклами стержни АР возвращаются в исходное положение и параметры блока стабилизируются.

После окончания последнего цикла возмущений Gпв производится "взвешивание" участка стержней АР, близкого с отрабатывавшим возмущения по питательной воде.

Возможно проведение измерения aj методом малых возмущений, когда расходы питательной воды в каждом цикле увеличиваются на +50-60 т/час и уменьшаются на 100-120 т/час. Для достижения уровня точности результата, полученного штатным методом, требуется проведение бóльшего числа циклов возмущения Gпв.

Обработка результатов измерений может производиться путём вычисления значения aj по каждому опыту и дальнейшего усреднения с весами, пропорциональными введённым возмущениям (традиционный метод) или путём решения системы уравнений баланса реактивности по числу опытов (метод наименьших квадратов). Алгоритмы обработки приведены в приложениях Т и У соответственно.

8.10 Измерения быстрого мощностного коэффициента реактивности (aw), как правило, проводятся совместно с измерениями aj, и их частота совпадает с частотой измерений aj. В приложении Р излагаются методы и особенности его измерения. Предполагается, что обратные связи по температуре графита и концентрации ксенона на таком временном интервале пренебрежимо малы из-за своей инерционности (с этим обстоятельством связано название данного коэффициента реактивности «быстрый»).

Величина aw получается при обработке опыта со «взвешиванием» стержней АР, отработка которых фиксировалась при возмущениях Gпв. Стержни АР вводятся в активную зону от ключа ручного управления на участке 3,5-4,0 м по УП. За время порядкас мощность стабилизируется на новом уровне.

Специальный опыт по определению aw с возмущением ~ 0.1 bэф производится при планируемом снижении мощности реактора (возможно, в качестве первой ступени снижения).

В приложении Р представлены расчетные соотношения для определения aw, учитывающие поправку на действие мощностной обратной связи при оценке «веса» участка стержней АР.

8.11 Величина коэффициента реактивности по температуре графита (aс) определяет поведение реактора в переходных процессах, связанных с изменением температуры графита.

Измерения aс проводятся при изменении состава азотно-гелиевой смеси на мощности от 45% до 70% от номинальной. При этом изменяется коэффициент теплопроводности зазоров между каналами и графитом и, как следствие, средняя температура графита. В приложении С излагаются методы и особенности измерения aс.

В измерениях фиксируется изменение состава газовой смеси, суммарного запаса реактивности, средней температуры замедлителя по результатам ее контроля с помощью термопар на стыках графитовых колонн. Поскольку время изменения состава продувки и дальнейшей стабилизации температуры графита занимает несколько часов, в изменение ОЗР вносятся поправки, учитывающие изменение ОЗР за счет разотравления и выгорания топлива. Кроме того, учитывается поправка, связанная с увеличением поглощения нейтронов в азоте по сравнению с гелием.

8.12 В приложении С представлена также методика измерений температурного изотермического коэффициента реактивности (at). Эти измерения проводятся при останове реактора на ремонт. Вначале измеряется подкритичность расхоложенного, разотравленного реактора (температура графита и воды в КМПЦ не более 80оС). Затем работающими ГЦН осуществляется разогрев реактора до температуры 130÷150 оС и в разогретом состоянии снова определяется подкритичность. Величина at в подкритическом состоянии определяется по разности подкритичностей (со знаком минус) в разогретом и холодном состояниях.

Определение at в критическом состоянии проводится по схеме, аналогичной той, которая принята для оценки величины эффектов реактивности при обезвоживании КМПЦ и КОСУЗ.

8.13. В приложении Т приводятся алгоритмы и формулы, по которым производится вычисление значений парового и мощностного коэффициентов реактивности по результатам обработки параметров, зарегистрированных в опытах по возмущению Gпв и опыте по "взвешиванию" участка стержней АР (традиционный метод). Эти алгоритмы и формулы реализованы в комплексе программного обеспечения оперативной станции физических измерений (ОРС-Ф), являющейся частью подсистемы вывода информации КСКУЗ (ВИ КСКУЗ).

В алгоритмах приложения Т принято, что реактивность, вызванная изменением паросодержания, компенсируется перемещением стержней СУЗ (если оно было) и допплеровской составляющей мощностного эффекта при изменении мощности в пределах зоны нечувствительности АР (если оно было). В связи с этим в расчёте aj используется допплеровская составляющая мощностного коэффициента реактивности.

8.14 В приложении У приводятся алгоритмы и формулы, по которым производится вычисление значений парового и мощностного коэффициентов реактивности методом наименьших квадратов по результатам обработки параметров, зарегистрированных в опытах по возмущению Gпв и опыте по "взвешиванию" участка стержней АР. Для каждого из опытов составляется уравнение баланса реактивности, и система таких уравнений решается методом наименьших квадратов. Величина aj в этом случае сразу получается как средневзвешенная, без промежуточных результатов по каждому опыту.

8.15 При определении эффективности систем останова действие мощностной обратной связи учитывается в соответствии с формулами, приведенными в приложении Ф.

8.16 Основные требования по оформлению протоколов измерений и представлению результатов расчетного сопровождения измерений НФХ реактора РБМК-1000 определяются в соответствии с приложением Х.

Приложение А

(обязательное)

Требования к расчетным моделям и программному обеспечению

А.1 Настоящая Методика устанавливает основные требования к расчетным моделям и способам расчетов НФХ.

А.2 Требования к расчетным моделям определяются из условий обеспечения требуемой точности расчета НФХ и степени детализации элементов конструкции активной зоны РБМК-1000, используемой в расчетных моделях.

А.3 Требования к способам расчета НФХ сформулированы из условий их единоообразного определения и обеспечения возможности сопоставления НФХ, полученных с использованием различных нейтронно-физических моделей и расчетных кодов, а так же сопоставления с данными измерений, технического проекта, обоснований безопасности, паспорта РУ и т. д..

А.4 Расчеты НФХ реакторов РБМК-1000 должны проводиться с использованием полномасштабной трехмерной нейтронно-физической модели с количеством расчетных точек в плане активной зоны – не менее 1 точки на канал, по высоте активной зоны – не менее 7 точек на канал.

Количество энергетических групп - не менее двух.

А.5 Модель должна быть оснащена:

-  блоком настройки или корректировки параметров расчетной модели по показаниям ВРД;

-  блоком теплогидравлики, позволяющим проводить расчет изменения плотности теплоносителя и паросодержания по высоте каждого ТК, а так же моделировать обратные связи.

А.6 Модель должна позволять проводить расчеты коэффициентов и эффектов реактивности без учета обратных связей по плотности теплоносителя и температурам.

А.7 При расчете НФХ могут использоваться стационарные, квазистационарные и нестационарные расчетные модели.

А.8 Вычислительные коды, используемые для расчета НФХ, должны быть верифицированы и базироваться на расчетных моделях, аттестованных в установленном порядке в Ростехнадзоре в соответствии с требованиями РД-03-33, и депонированы в ФЭП НФР РБМК в соответствии с требованиями РД ЭО 0612.

А.9 Внесение изменений в программное или константное обепечение ПС производится только разработчиком ПС или организацией, которой официально переданы исходные модули и права внесения изменений, при условии наличия соответствующей лицензии.

Порядок верификации, депонировния и внедрения модернизированных ПС, предназначенных для расчета НФХ, определяется РД ЭО 0612.

А.10 Для расчета НФХ, как правило, используется условно-критическая модель переноса нейтронов. Для расчета НФХ при больших значениях подкритичности (более 4%) заглушенного реактора рекомендуется использвать модель с заданным источником нейтронов.

А.11 Моделирование измерений при проведении сброса стержней СУЗ и при выводе реактора в критическое состояние может проводиться с использованием моделей распределенной кинетики.

А.12 При расчете коэффициентов реактивности, сопровождающихся малыми возмущениями нейтронно-физических констант ячеек (aw, aj, aс, aТ) в расчетных моделях можно использовать теорию малых возмущений.

А.13 Расчеты НФХ реактора, как правило, должны начинаться с моделирования работы реактора на стационарном, по возможности энергетическом, уровне мощности. Для этого состояния производится подготовка исходных данных и выполняется настройка параметров расчетной модели, позволяющая повысить достоверность результатов расчета НФХ.

А.14 Расчет последовательности извлечения стержней СУЗ для вывода реактора в критическое состояние может выполняться с использованием эффективной двумерной расчетной модели [2]. После проведения расчета последовательности извлечения стержней СУЗ должен быть выполнен контрольный расчет с использованием полномасштабной трехмерной расчетной модели.

А.15 Исходные данные о состоянии РУ РБМК-1000, необходимые для проведения расчетов НФХ, формируются на основе данных штатной информационно-измерительной системы энергоблока с использованием верифицированных каналов подготовки данных в соответствии с РД ЭО.

Исходные данные о состоянии РУ включают: загрузку активной зоны, поканальные энерговыработки и расходы теплоносителя, показания ВРД, положение стержней СУЗ, показания датчиков контроля температуры графитовой кладки и теплотехнические параметры.

А.16 Технология подготовки исходных данных о состоянии РУ должна включать контрольные процедуры, исключающие возможность ошибок. Как правило, эта технология должна базироваться на использовании алгоритмических аналогов программ штатной системы контроля.

А.17 Для сравнения результатов моделирования измерений НФХ при сбросах стержней СУЗ с результатами измерений расчетные модели должны быть оснащены набором констант запаздывающих нейтронов, идентичным наборам, используемым в аппаратуре СКП-К и СКПиП.

А.18 Расчетные модели и ПС должны позволять определять значения следующих параметров и характеристик реактора.

А.18.1 Для реактора на мощности:

-  двумерного и трехмерного распределения энерговыделения ТВС;

-  распределения линейной тепловой нагрузки на твэл;

-  величины коэффициентов реактивности (парового, быстрого мощностного, по температуре графита и топлива);

-  эффективности стержней СУЗ (одиночных и любых групп);

-  определение наиболее эффективного органа АЗ;

-  эффективности стержней АЗ без одного наиболее эффективного;

-  подкритичности реактора;

-  величины эффектов обезвоживания КМПЦ и КОСУЗ в критическом и подкритическом состояниях.

А.18.2 Для остановленного реактора в расхоложенном разотравленном и разогретом состояниях:

-  распределения плотности потока нейтронов по активной зоне для критического или подкритического реактора с заполненными и обезвоженными КОСУЗ или КМПЦ (при решении условно-критической задачи и задачи с источником нейтронов);

-  величину температурного коэффициента реактивности (изотермического);

-  эффективность стержней СУЗ (одиночных и любых групп),

-  подкритичность реактора в различных состояниях;

-  величины эффектов обезвоживания КМПЦ и КОСУЗ в критическом и подкритическом состояниях;

-  выбор состояния реактора с максимальным эффективным коэффициентом размножения.

Примечание – При сопровождении измерений на энергетическом уровне мощности расчеты выполняются для всех характеристик, перечисленных в А18.1 и А18.2.

А.19 Непосредственно на АЭС расчеты НФХ проводятся персоналом, имеющим соответствующую квалификацию и прошедшим подготовку в соответствии с РД ЭО.

А.20 Расчеты НФХ проводятся также организациями, осуществляющими научно-техническое сопровождение и поддержку эксплуатации АЭС, при условии наличия у них соответствующей лицензии.

А.21 Результаты расчетов НФХ вносятся в протоколы с результатами измерений физических характеристик. Требования к содержанию протокола представлены в

А.22 В протоколах измерений должен быть зафиксирован факт соответствия или несоответствия результатов прогнозных расчетов и измерений. Результаты расчета считаются несовпадающими с экспериментальными результатами, если они не совпадают в пределах заявленной погрешности расчета и эксперимента.

А.23 Методы и способы определения расчетных величин контролируемых НФХ реактора приведены в таблице А.1. Индекс при Кэф соответствует номеру состояния реактора, приведенному в таблице А.2.

1- Расчетное определение контролируемых физических характеристик реакторной установки РБМК-1000

Наименование параметра, единицы	Способ определения
Состояние с максимальным значением Кэф	Mах (Кэф11, Кэф20)
Запас реактивности:
- на энергетическом уровне мощности, bэф	(Кэф10- Кэф1) / (Кэф10 Кэф1)
- в состоянии реактора с максимальным значением Кэф, bэф	(Кэф15или23 – 1) / Кэф15или23
Подкритичность реактора при всех кроме АЗ погруженных стержнях СУЗ в состоянии:
- с максимальным значением Кэф, bэф	(1 – Кэф11или20) / Кэф11или20
- холодном, с заполненными КМПЦ и КОСУЗ, разотравленном, bэф	(1 – Кэф11) / Кэф11
- холодном, с заполненным КМПЦ, обезвоженным КОСУЗ, разотравленном, bэф	(1 – Кэф13) / Кэф12
- холодном, с обезвоженным КМПЦ, заполненным КОСУЗ, разотравленном, bэф	(1 – Кэф12) / Кэф12
- разогретом, с заполненными КМПЦ и КОСУЗ, разотравленном, bэф	(1 – Кэф20) / Кэф20
- после останова с энергетического уровня мощности, bэф	(1 – Кэф1) / Кэф1
Эффективность органов АЗ в состоянии:
- подкритическом с максимальным значением , bэф	(Кэф11или20 – Кэф16или24) / (Кэф11или20 × Кэф16или24)
- на номинальном (разрешенном) уровне мощности, bэф	(Кэф1 – Кэф8) / (Кэф1 × Кэф8)
- холодном, разотравленном, подкритическом с заполненными КМПЦ и КОСУЗ, bэф	(Кэф11 – Кэф16) / (Кэф11 × Кэф16
- холодном, разотравленном, подкритическом с заполненным КМПЦ и обезвоженным КОСУЗ, bэф	Кэф13 – Кэф18) / (Кэф13 × Кэф18
- холодном, разотравленном, подкритическом с обезвоженным КМПЦ и заполненным КОСУЗ, bэф	Кэф12 – Кэф17) / (Кэф12 × Кэф17
- разогретом, разотравленном, подкритическом с заполненными КМПЦ и КОСУЗ, bэф	(Кэф20 – Кэф24) / (Кэф20 × Кэф24
- холодном, разотравленном, критическом с заполненными КМПЦ и КОСУЗ, bэф	(Кэф26 – Кэф29) / (Кэф26 × Кэф29)

Продолжение табл. А.1