Способ защиты активной зоны реактора ввэр по локальным параметрам с использованием показаний внутриреакторных нейтронных детекторов


 


Владельцы патента RU 2438198:

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к способам защиты активной зоны реактора ВВЭР по локальным параметрам. Активные элементы равномерно распределяют в объеме активной зоны. Избирательно настраивают активные элементы, устраняют запаздывания внутриреакторных детекторов. Предварительно привязывают к каждой ТВС показания ближайших внутриреакторных детекторов, принадлежащих разным каналам безопасности. Энерговыделение в выбранной ТВС определяют с использованием предварительно подготовленных статистических весов, определенных по «функции влияния» и зависящих от расстояния между ТВС и положением ТВС в активной зоне. Соотношения энерговыделения в измеряемых и неизмеряемых ТВС сохраняют на протяжении установленного промежутка времени. Непрерывный контроль изменений потока в активной зоне осуществляют с помощью on-line мониторинга активной зоны на основании изменений показаний нейтронно-чувствительных детекторов. Используют показания датчиков теплотехнических параметров, с применением подтверждения сигнала о превышении локальным энерговыделением наиболее напряженного твэла и минимумом запаса до кризиса теплообмена допустимого предела от различных каналов системы защиты с использованием принципа «мажоритарное» для исключения ложных срабатываний. Изобретение позволяет формирование дискретных сигналов защиты при превышении линейным энерговыделением максимально напряженных твэлов и минимумом запаса до кризиса теплообмена в активной зоне допустимых пределов.

 

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к способам защиты активной зоны реактора ВВЭР по локальным параметрам.

Проектно-конструкторские решения реактора ВВЭР предусматривают автоматическую аварийную защиту активной зоны от любых процессов увеличения общей тепловой мощности при уровне нейтронной мощности активной зоны более 107% от номинальной.

Однако миссия МАГАТЭ в экспертном заключении по уровню безопасности реакторов В-320 рекомендовала введение в проект В-320 дополнительной автоматической защиты активной зоны при превышении «пиковым фактором» (линейной мощностью наиболее нагруженных ТВЭЛ, минимальным запасом до кризиса теплообмена) допустимых пределов.

В настоящее время, в современных проектах реакторов типа ВВЭР защита активной зоны по локальным параметрам (локальная защита) является составной частью обоснования безопасности реакторной установки.

Из уровня техники известно техническое решение: RU 2302676, МПК G21C 17/104, «СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОЙ ИНТЕНСИВНОСТИ ИСТОЧНИКА НЕЙТРОНОВ ЗАГЛУШЕННОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА». Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке эффективного коэффициента размножения и реактивности ядерного реактора. Заявленный способ включает перемещение в активной зоне стержней поглотителей или иных локальных источников возмущения, определение с помощью детекторов нейтронов отклика нейтронного поля на эти перемещения, измерение интенсивности гамма-излучения. Расчет эффективной интенсивности источника нейтронов выполняют по соотношению Qэф(t)k•d(t), где d(t) - интенсивность гамма-излучения; k - коэффициент, определенный в результате калибровочного эксперимента. В качестве детекторов нейтронов и гамма-излучения используют камеры деления. Интенсивность гамма-излучения измеряют путем переключения камер деления по схеме регистрации интегрального тока. Использование заявленного способа позволяет получить достоверные результаты величины эффективной интенсивности источника нейтронов без периодического повторения операций по перемещению стержней регулирования, обеспечивающих надежное заглушение ядерного реактора, и тем самым уменьшает объем ядерноопасных работ.

Однако известное решение не обеспечивает должным образом дополнительной автоматической защиты активной зоны при превышении «пиковым фактором» допустимых пределов, а также не исключает ложных срабатываний.

Также известно техническое решение: RU 2178211, МПК 7, G21С 17/108, «МАЛОИНЕРЦИОННОЕ МИНИАТЮРИЗИРОВАННОЕ УСТРОЙСТВО С СОБСТВЕННЫМ ИСТОЧНИКОМ ЭНЕРГИИ ДЛЯ ЯРУСНОГО ОБНАРУЖЕНИЯ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ». Известное устройство содержит множество идентичных активных элементов, распределенных в трубчатой наружной оболочке вдоль продольной оси этой оболочки. Каждый из активных элементов является чувствительным к локальному нейтронному потоку. Технический результат заключается в обеспечении непрерывного контроля изменений потока по всей высоте активной зоны реактора при помещении в один из каналов для регистрирующих детекторов. Все соединительные провода, присоединенные к активным элементам, имеют ту же самую длину, что и компенсирующий провод, помещенный также в оболочку.

Однако и в указанном известном решении не обеспечивается должным образом дополнительная автоматическая защита активной зоны при превышении «пиковым фактором» допустимых пределов, а также не исключаются ложные срабатывания.

Указанное решение может рассматриваться в качестве прототипа к заявленному.

Предлагаемое техническое решение по системе локальной защиты активной зоны реактора ВВЭР использует показания внутриреакторных детекторов, являющихся частью имеющейся системы внутриреакторного контроля (СВРК), и обеспечивает решение технической задачи: обеспечение дополнительной автоматической защиты активной зоны при превышении «пиковым фактором» допустимых пределов, а также исключить ложные срабатывания системы.

При этом предложенное решение обеспечивает следующее:

- формирование дискретных сигналов защиты (с запаздыванием не более 3-х с) при превышении линейным энерговыделением максимально напряженных твэлов и минимумом запаса до кризиса теплообмена в активной зоне допустимых пределов;

- погрешность определения локальных параметров (максимальное линейное энерговыделение ТВЭЛ, минимальный запас до кризиса теплообмена) должна быть не более ±5%.

Обеспечение указанной технической задачи реализуется с использованием приведенной совокупности существенных признаков.

Способ защиты активной зоны реактора ВВЭР по локальным параметрам с использованием показаний множества внутриреакторных чувствительных к нейтронному потоку избирательно настроенных активных элементов при обеспечении непрерывного контроля изменений потока нейтронов в активной зоне,причем активные элементы равномерно распределяют в объеме активной зоны, избирательная настройка активных элементов включает устранение запаздывания внутриреакторных детекторов, предварительную привязку к каждой ТВС показаний ближайших внутриреакторных детекторов, принадлежащих разным каналам безопасности, энерговыделение в выбранной ТВС определяют с использованием предварительно подготовленных статистических весов, определенных по «функции влияния» и зависящих от расстояния между ТВС и положением ТВС в активной зоне, причем соотношения энерговыделения в измеряемых и неизмеряемых ТВС сохраняют на протяжении установленного промежутка времени, непрерывный контроль изменений потока в активной зоне осуществляют с помощью on-line мониторинга активной зоны на основании изменений показаний нейтронно-чувствительных детекторов, соответствующих изменениям нейтронного потока в области чувствительности детекторов и являющихся измерительным каналом, включающим нейтронно-чувствительный детектор и измерительную аппаратуру, при этом используют показания датчиков теплотехнических параметров, установленных на основном технологическом оборудовании с применением подтверждения сигнала о превышении локальным энерговыделением наиболее напряженного твэла и минимумом запаса до кризиса теплообмена допустимого предела от различных каналов системы защиты с использованием принципа «мажоритарное» для исключения ложных срабатываний.

Указанный способ определения локального энерговыделения наиболее напряженного твэла и минимального запаса до кризиса теплообмена основан на сохранении соотношения энерговыделения в измеряемых и неизмеряемых ТВС на протяжении некоторого промежутка времени, определяемого постоянным контролем за перераспределением энерговыделения с помощью on-line мониторинга активной зоны, и изменением показаний нейтронно-чувствительных детекторов, соответствующих изменениям нейтронного потока в области чувствительности детектора. Энерговыделение в ТВС, контролируемых детекторами нейтронного потока, определяется по показаниям нейтронно-чувствительных детекторов и заранее подготовленных коэффициентов, оценивающих чувствительность этих детекторов в текущий момент работы реактора. В настоящее время применяются штатные детекторы прямой зарядки с чувствительным элементом из родия.

Предварительно прорабатывается привязка к каждой ТВС ближайших ТВС с измерительными каналами, принадлежащими различным каналам системы защиты, по показаниям которых определяется энерговыделение в привязанных ТВС. Выбор ТВС с измерительными каналами осуществляется на основании «функции влияния», определенной расчетным путем. Под «функцией влияния» подразумевается зависимость спада возмущения нейтронного потока от расстояния между центром ТВС, являющейся эпицентром возмущения, и датчиком, контролирующим это возмущение.

Кроме того, используются датчики теплотехнических параметров, установленные на основном технологическом оборудовании РУ (ГЦТ, ГЦН).

Измерительный канал и расчетная схема обеспечивают необходимые временные характеристики формирования сигнала защиты по превышению контролируемыми параметрами допустимых пределов.

Для исключения ложных срабатываний применяется подтверждение сигнала о превышении локальным энерговыделением наиболее напряженного твэла и минимумом запаса до кризиса теплообмена допустимого предела от различных каналов системы защиты, т.е. реализован принцип мажоритарности.

Для указанного способа формирования сигнала защиты по превышению локальным энерговыделением наиболее напряженного твэла и минимумом запаса до кризиса теплообмена допустимых пределов подходит измерительный канал, включающий детекторы нейтронов, измерительную аппаратуру и средства предварительной обработки сигнала. В качестве детекторов могут использоваться датчики прямой зарядки с чувствительным элементом из родия (ДПЗ) применяемые в штатных системах контроля активной зоны. Измерительный канал должен обеспечивать компенсацию паразитных сигналов для выделения сигнала в месте расположения чувствительной части детектора. В измерительном канале должны подавляться сигналы, связанные с промышленными наводками. Для обеспечения скорости формирования сигналов защиты о превышении локальным энерговыделением наиболее напряженного твэла и минимумом запаса до кризиса теплообмена допустимых пределов должно быть применено устранение запаздывания сигнала родиевого детектора. Для передачи сигнала в вычислительный комплекс для дальнейших расчетов канал должен обеспечить преобразование аналогового сигнала в цифровой код.

Таким образом, заявленный способ защиты активной зоны реактора ВВЭР по локальным параметрам с использованием показаний внутриреакторных нейтронных детекторов с устранением запаздывания показаний детектора основан на предварительной привязке к каждой ТВС показаний ближайших внутриреакторных детекторов, принадлежащих разным каналам безопасности, по которым определяется энерговыделение в выбранной ТВС с использованием предварительно подготовленных статистических весов, определенных по «функции влияния» и зависящих от расстояния между ТВС и положением ТВС в активной зоне, а также сохранении соотношения энерговыделения в измеряемых и неизмеряемых ТВС на протяжении некоторого промежутка времени, определяемого постоянным контролем за перераспределением энерговыделения с помощью on-line мониторинга активной зоны, и изменением показаний нейтронно-чувствительных детекторов, соответствующих изменениям нейтронного потока в области чувствительности детекторов, равномерно распределенных в объеме активной зоны, являющихся измерительным каналом, включающим нейтронно-чувствительный детектор и измерительную аппаратуру, включая использование показаний датчиков теплотехнических параметров, установленных на основном технологическом оборудовании с применением подтверждения сигнала о превышении локальным энерговыделением наиболее напряженного твэла и минимумом запаса до кризиса теплообмена допустимого предела от различных каналов системы защиты, т.е. реализован принцип мажоритарности для исключения ложных срабатываний.

Способ защиты активной зоны реактора ВВЭР по локальным параметрам с использованием показаний множества внутриреакторных чувствительных к нейтронному потоку избирательно настроенных активных элементов при обеспечении непрерывного контроля изменений потока нейтронов в активной зоне, отличающийся тем, что активные элементы равномерно распределяют в объеме активной зоны, избирательная настройка активных элементов включает устранение запаздывания внутриреакторных детекторов, предварительную привязку к каждой ТВС показаний ближайших внутриреакторных детекторов, принадлежащих разным каналам безопасности, энерговыделение в выбранной ТВС определяют с использованием предварительно подготовленных статистических весов, определенных по «функции влияния» и зависящих от расстояния между ТВС и положением ТВС в активной зоне, причем соотношения энерговыделения в измеряемых и неизмеряемых ТВС сохраняют на протяжении установленного промежутка времени, непрерывный контроль изменений потока в активной зоне осуществляют с помощью on-line мониторинга активной зоны на основании изменений показаний нейтронно-чувствительных детекторов, соответствующих изменениям нейтронного потока в области чувствительности детекторов и являющихся измерительным каналом, включающим нейтронно-чувствительный детектор и измерительную аппаратуру, при этом используют показания датчиков теплотехнических параметров, установленных на основном технологическом оборудовании с применением подтверждения сигнала о превышении локальным энерговыделением наиболее напряженного твэла и минимумом запаса до кризиса теплообмена допустимого предела от различных каналов системы защиты с использованием принципа «мажоритарности» для исключения ложных срабатываний.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора и направлено на повышение безопасности эксплуатации ядерных реакторов.

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к контролю герметичности оболочек твэлов по активности продуктов деления в теплоносителе. .

Изобретение относится к измерительной технике, предназначено для комплексного обследования технического состояния элементов системы управления и защиты ядерных реакторов, в частности стержней.

Изобретение относится к области измерительной техники и может быть использовано в устройствах для бесконтактного измерения давления в сосудах, например, давления внутри тепловыделяющих элементов ядерных реакторов.

Изобретение относится к области радиохимического анализа. .

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих элементов для энергетических ядерных реакторов.

Изобретение относится к устройствам для контроля за физическими параметрами ядерного реактора, в частности для контроля за оперативным запасом реактивности (ОЗР) на стержнях СУЗ ядерного реактора.

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к контролю герметичности оболочек (КГО) твэлов, и может быть использовано на ядерных энергетических установках (ЯЭУ) с водным теплоносителем.

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для определения места расположения в активной зоне быстрого реактора тепловыделяющей сборки (ТВС), в которой возникла негерметичность твэлов по газу.

Изобретение относится к ядерной технике (энергетическим реакторам с любым видом теплоносителя, имеющим несколько петель теплообмена), к способам определения местоположения тепловыделяющей сборки, в которой появился твэл с наиболее опасным типом разгерметизации - контактом топлива с теплоносителем.

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано для измерения подкритичности реакторов атомных станций

Изобретение относится к области реакторных измерений, а именно к способу измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр
Наверх