Система внутриреакторного контроля и защиты активной зоны реакторов ввэр

Изобретение относится к системам контроля и управления и может быть использовано для контроля и защиты активной зоны реакторов типа ВВЭР. Система внутриреакторного контроля и защиты активной зоны реакторов ВВЭР включает детекторы прямой зарядки (ДПЗ) и термоэлектрические преобразователи (ТЭП), объединенные в сборки внутриреакторных детекторов (СВРД), информационно-измерительных средств (ИИС). СВР Д размещены в активной зоне таким образом, что около каждой топливной кассеты в области, не превышающей трех поперечных размеров ТВС, находится от трех до шести СВРД. Информационно-измерительные средства имеют погрешность измерения сигналов детекторов СВРД, не превышающую 0,05%. Информационно-измерительные средства выполнены с возможностью корректировки получаемых сигналов ДПЗ. Количество стоек информационно-измерительных средств соответствует количеству каналов системы защиты реактора. Детекторы прямой зарядки (ДПЗ) включают детекторы нейтронного потока, термоэлектрические преобразователи (ТЭП), детекторы температуры. Изобретение позволяет обеспечивать защиту активной зоны ядерного реактора в соответствии с нормативными документами.

 

Изобретение относится к системам контроля и управления и может быть использовано для контроля и защиты активной зоны реакторов типа ВВЭР.

Известна система контроля активной зоны ядерного реактора (патент Великобритании №1276993, класс G21C 17/10, 1972 г.), предназначенная для контроля нейтронного потока и температуры внутри активной зоны и содержащая в своем составе подвижную сборку детекторов, электрические сигналы от которых поступают в измерительную систему, расположенную вне реактора. Сборка детекторов включает в свой состав термоэлектрический преобразователь (ТЭП), фоновый детектор и группу из нескольких детекторов типа датчиков прямой зарядки (ДПЗ).

Однако в указанном решении эксплуатационная безопасность обеспечена в недостаточной мере.

Наиболее близким к описываемому является измерительный канал системы внутриреакторного контроля (патент РФ №2092916, класс G21C 17/02, G21C 17/032, G21C 17/08), в котором внутриреакторные датчики нейтронного потока и температуры объединены в сборки, при этом количество детекторов прямой зарядки в каждой сборке, размещенных по высоте активной зоны, не менее пяти. Сигналы внутриреакторных детекторов поступают во внереакторную информационно-измерительную систему, которая вычисляет скорость движения теплоносителя корреляционным методом и контролирует появление локального кипения теплоносителя с помощью статического анализа.

Современные требования по безопасности эксплуатации реакторов типа ВВЭР вызывают необходимость реализации системы контроля активной зоны, обеспечивающей дополнительно функцию защиты активной зоны.

Однако в указанном решении эксплуатационная безопасность обеспечена в недостаточной мере.

Техническая задача предлагаемого решения состоит в повышении безопасности эксплуатации реакторов типа ВВЭР.

При достижении поставленной технической задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в обеспечении защиты активной зоны в соответствии с требованиями нормативных документов. Указанные технические результаты достигаются тем, что:

система внутриреакторного контроля и защиты активной зоны реакторов ВВЭР включает детекторы прямой зарядки (ДПЗ) и термоэлектрические преобразователи (ТЭП), объединенные в сборки внутриреакторных детекторов (СВРД), информационно-измерительных средств (ИИС), причем

СВРД размещены в активной зоне таким образом, что около каждой топливной кассеты в области, не превышающей трех поперечных размеров ТВС, находится от трех до шести СВРД, причем информационно-измерительные средства имеют погрешность измерения сигналов детекторов СВРД, не превышающую 0,05%, информационно-измерительные средства выполнены с возможностью корректировки получаемых сигналов ДПЗ,

количество стоек информационно-измерительных средств соответствует количеству каналов системы защиты реактора.

Отличительная особенность описываемого изобретения состоит в определении комплексной взаимосвязи размещения СВРД в активной зоне, необходимой погрешности измерения сигналов ДПЗ и их корректировки, а также количества каналов информационно-измерительной системы.

Расчетным путем установлено, что возмущение нейтронного потока распространяется от места этого возмущения по активной зоне следующим образом: при возмущении, принимаемом за 1, в соседней ТВС будет 0,3, во второй ТВС будет 0,1, в третьей ТВС будет 0,06.

Для контроля внутриреакторного нейтронного потока на реакторах типа ВВЭР применяются ДПЗ с чувствительным элементом из родия. При захвате нейтрона родием образуется радионуклид , который в результате β-распада в период 44 с переходит в стабильный . Этот активационный компонент составляет основную часть выходного сигнала ДПЗ (более 90%). Кроме того, часть выходного сигнала ДПЗ (не более 7-8%) обусловлена электронами, образующимися на чувствительном элементе под воздействием γ-излучения в результате фотоэффекта и комптон-эффекта. Данный компонент сигнала ДПЗ является практически безынерционным. Суммарный выходной сигнал ДПЗ пропорционален плотности нейтронного потока в месте его расположения.

По конструкторским соображениям количество СВРД должно быть минимизировано, таким образом СВРД размещаются не в каждой ТВС. Однако для обеспечения защиты в каждой ТВС возмущение нейтронного потока должно фиксироваться с помощью ближайших СВРД.

В соответствии с отечественными нормативными документами структура защиты должна представлять собой два независимых комплекта, в каждом по три канала, то есть всего шесть независимых каналов. В зарубежной практике применяется не меньше трех независимых каналов. Таким образом, в окружении каждой ТВС должно быть минимум 3 максимум 6 независимых СВРД и, соответственно, такое же количество стоек информационно-измерительной системы, принимающих сигналы СВРД для обеспечения нормативных требований по защите.

В обоснованиях безопасности реакторов ВВЭР принимается минимальная (не более 3 с) задержка в формировании защиты активной зоны. Для выполнения этого требования сигнал ДПЗ должен корректироваться в информационно-измерительной системе по его практически безынерционной компоненте.

Исходя из формы распределения возмущения, обеспечения выполнения требований по канальности и быстродействию СВРД, погрешность информационно-измерительной системы не должна превышать 0,05%.

Система внутриреакторного контроля и защиты активной зоны реакторов ВВЭР, включающая детекторы прямой зарядки (ДПЗ) и термоэлектрические преобразователи (ТЭП), объединенные в сборки внутриреакторных детекторов (СВРД), информационно-измерительных средств (ИИС), отличающаяся тем, что СВРД размещены в активной зоне таким образом, что около каждой топливной кассеты в области, не превышающей трех поперечных размеров ТВС, находится от трех до шести СВРД, причем информационно-измерительные средства имеют погрешность измерения сигналов детекторов СВРД, не превышающую 0,05%, информационно-измерительные средства выполнены с возможностью корректировки получаемых сигналов ДПЗ, количество стоек информационно-измерительных средств соответствует количеству каналов системы защиты реактора.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области контроля герметичности оборудования, разгерметизация которого сопровождается появлением водорода в контролируемой среде и может использоваться преимущественно на атомных энергетических установках с реакторами на быстрых нейтронах для контроля нарушения межконтурной плотности парогенераторов натрий-вода.

Изобретение относится к области измерительной техники, предназначено для определения теплогидравлических характеристик (ТГХ) по сечению сборки и может быть использовано при определении параметров одно-двухфазных потоков в тепловыделяющих сборках различного назначения.

Изобретение относится к устройствам для выбуривания кернов из стенок скважин или каналов и может быть использовано в области атомной энергетики для выбуривания кернов графита из кладок уран-графитовых реакторов канального типа.

Изобретение относится к способам контроля теплоносителя ядерного реактора и используется для приближенного определения поля температуры рабочей среды в теплообменниках и реакторах.

Изобретение относится к системе взятия проб для получения пробы из атмосферы в защитной оболочке реактора ядерно-технической установки и к способу получения такой пробы.

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля герметичности парогенераторов судовой ядерной энергетической установки на остановленном реакторе как при стационарном давлении, так и при проведении гидравлических испытаний.

Изобретение относится к ультразвуковому измерительному преобразователю, который направляет и принимает ультразвуковые волны в жидкий тяжелый металл/из него, и в частности - к ультразвуковому измерительному преобразователю для жидкого металла, выполненному с возможностью эффективного направления ультразвуковых волн в жидкий тяжелый металл и приема ультразвуковых волн, проходящих в жидком тяжелом металле, путем оптимизации материала смачиваемой части преобразователя.

Изобретение относится к высокоэффективной жидкой среде с распределенными наночастицами для охлаждения ядерного реактора в качестве основного материала, с которым смешаны наночастицы, к способу и устройству для изготовления жидкой среды и к способу обнаружения утечки жидкой среды.

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем.

Изобретение относится к измерительной технике и может использоваться для определения расхода теплоносителя в каналах ядерных энергетических установок при измерении расхода теплоносителя с помощью турбинных расходомеров различных типов.
Изобретение относится к работе и безопасности ядерных реакторов с водным теплоносителем, а именно к способу организации водно-химического режима водного теплоносителя энергетических установок

Изобретение относится к средствам контроля ядерных энергетических установок. Прибор (100) включает модуль (110) датчика, соединенный с рабочими фланцами (104, 106). Модуль (110) датчика включает в себя опорный трубопровод (120) с резьбами (122) опорного трубопровода. Электронная схема (126) соединяется с соединителем (128), который включает в себя ключ (133), который выравнивается с контактами схемы возбуждения соединителя (128). Экран (134) для защиты от теплового и ядерного излучения содержит электронную схему (126) и кольцо (136) противоударной защиты. Соединитель (128) крепится внутри кольца противоударной защиты. Экран (134) для защиты от теплового и ядерного излучения имеет резьбы (237) для выравнивания вращением ключа (133) относительно рабочего фланца. Технический результат - упрощение монтажа прибора в установке. 16 з.п. ф-лы, 18 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности в реакторах на быстрых нейтронах. Предложены ядерный реактор, способ и система для контроля термодинамической активности кислорода в теплоносителе с постоянно работающими датчиками термодинамической активности кислорода, расположенными в «горячей» и «холодной» зонах корпуса реактора, и дополнительный периодически работающий датчик. Технический результат - возможность постоянного контроля за поддержанием заданных значений термодинамической активности кислорода в жидкометаллическом теплоносителе при любых предусмотренных эксплуатацией режимах. 3 н. и 9 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора по активности продуктов деления в теплоносителе первого контура корпусных ядерных реакторов и направлено на повышение безопасности эксплуатации ядерных реакторов. Способ контроля герметичности оболочек твэлов включает регистрацию запаздывающих нейтронов в теплоносителе первого контура ядерного реактора с помощью первого детектора (1) через равные интервалы времени T, соответствующие времени полного цикла обращения теплоносителя в первом контуре реактора, измерение интенсивностей Ni и Ni+T сигналов детектора, пропорциональных нейтронной активности теплоносителя в моменты времени ti и ti+T, определение разности (Ni+T-Ni)K=ΔNK, где k - номер процедуры вычитания, сравнение разности ΔNK со значением ΔNK-1. Сигнал детектора (1) через дифференциальный трансформатор (2) и усилитель (3) поступает на дискриминатор (4), который обеспечивает дискриминацию шумов усилителя (3), обрабатывает и преобразовывает аналоговые сигналы в стандартные импульсы для передачи на вход преобразователя счет-код (5). Далее сигналы поступают в ПЭВМ (6), где они обрабатываются по заданному алгоритму. Выполнение условия ΔN≥2ΔNK-1 свидетельствует о разгерметизации оболочек твелов. Техническим результатом является повышение точности и достоверности контроля герметичности оболочек твэлов. 1 ил.

Изобретение относится к средствам контроля герметичности и может быть использовано для обнаружения утечки теплопередающей текучей среды, которая хранится или транспортируется в трубопроводе (10). Сущность: трубопровод (10) имеет электропроводящую внешнюю стенку (11) и покрыт слоем (13) изоляционного волокнистого материала. Слой (13) изоляционного волокнистого материала, в свою очередь, покрыт слоем (16) проводящего волокнистого материала толщиной 5 мм и более. Причем проводящий волокнистый материал состоит из углеродного или графитового войлока. Технический результат: повышение оперативности и достоверности при обнаружении утечек. 5 н. и 15 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к области измерительной и испытательной техники и направлено на мониторинг наличия протечек в бассейнах выдержки атомных электростанций. Система мониторинга протечек бассейна выдержки содержит датчик расхода воды, поступающей по трубопроводу устройства очистки, датчик уровня жидкости, установленного на штатных гнездах водозамещающих изделий, два датчика температуры и влажности, размещенных на входе и выходе вентиляции реакторного зала. При этом все выходы перечисленных датчиков электрически соединены через устройство ввода с контроллером, связанным выходом с входом сигнализатора превышения допустимого уровня утечек радиационной воды и соединенным с компьютером, причем контроллер имеет блок ввода информации о количестве обслуживающего персонала и водозамещающих изделий, а для обеспечения функционирования системы она снабжена блоком бесперебойного питания. Технический результат заключается в снижении громоздкости системы, в проведении расчета утечек бассейна, т.е. в обеспечении постоянного мониторинга с помощью современных средств автоматизации. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к регулированию концентрации кислорода и водорода в теплоносителе реакторной установки (РУ). РУ включает реактор, теплоноситель, размещенный в реакторе, газовую систему, массообменный аппарат, диспергатор и датчик концентрации кислорода в теплоносителе. Способ содержит следующие шаги: оценивают концентрацию кислорода; сравнивают концентрацию кислорода с верхним и нижним допустимыми значениями; если концентрация кислорода больше верхнего допустимого значения, проверяют, активирован ли массообменный аппарат, и деактивируют его, а из газовой системы в реактор подают газ, содержащий водород, и/или активируют диспергатор; если концентрация кислорода в теплоносителе меньше нижнего допустимого значения, проверяют, деактивирован ли диспергатор, и деактивируют диспергатор или прекращают подачу газа, содержащего водород, и активируют массообменный аппарат. Технический результат: предотвращение совместной подачи в теплоноситель водорода и кислорода, увеличение безопасности и срока эксплуатации реакторной установки. 3 н. и 8 з.п. ф-лы, 6 ил.
Наверх