Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки



Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки
Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки
Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки
Способ определения эффективного коэффициента размножения ядерной установки

 


Владельцы патента RU 2442234:

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

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для экспериментально-расчетного определения эффективного коэффициента размножения (kэфф) активных зон ядерных установок (ЯУ). Измеряют поток нейтронов n(t) в ЯУ как сигнал детектора нейтронов vи(t) с интервалом дискретности Δt до, во время и после внесения возмущения потока нейтронов в ЯУ. Определяют зависимость сигнала от времени v(t). Задают в диапазоне от ≈0.9000 до 0.9990 ряд значений эффективного коэффициента размножения (kэфф0)j в исходном состоянии ЯУ до внесения возмущения и, используя формулу обратного умножения и уравнения. точечной кинетики или формулу зависимости для аппроксимации kэфф(t), определяют (kэфф1)j в конечном состоянии и (kэфф(t))j во время возмущения потока нейтронов соответственно. Вычисляют расчетную зависимость сигнала детектора vpj(t), и, сравнивая измеренную и расчетную зависимости v(t), рассчитывают kэфф ЯУ, при этом используют импульсный и/или токовый сигнал детектора нейтронов и по критерию среднего квадратического отклонения Δvj, в интервале времени (t3, t2) после возмущения потока нейтронов определяют искомое значение kэфф0 как (kэфф0)j, соответствующее минимальному значению Δvj. Технические результаты - расширение функциональных возможностей способа за счет использования как импульсных, так и токовых измерительных каналов аппаратуры и повышение точности и достоверности определения kэфф. 4 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 табл.

 

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для экспериментально-расчетного определения («измерения») эффективного коэффициента размножения (kэфф) активных зон ядерных установок (ЯУ) - реакторов и критических сборок с источником нейтронов для контроля их состояния.

Известен способ определения kэфф ЯУ методом обратного умножения (Ю.А.Казанский, Е.С.Матусевич. Экспериментальные методы физики реакторов. М., Энергоатомиздат, 1984, стр.79). Метод использует частное решение уравнений переноса нейтронов для точечной модели реактора (уравнений точечной кинетики - УТК) в стационарном подкритическом состоянии с источником нейтронов.

Для такого состояния ЯУ из УТК следует «формула обратного умножения» нейтронов источника:

где n - полное число нейтронов всех энергий в активной зоне;

Qэфф - эффективная интенсивность источника нейтронов.

Все величины в (1) считают не зависящими от времени. Также полагают, что сигнал детектора нейтронов v(t) в активной зоне ЯУ удоволетворяет условию:

где ε - эффективность детектора.

Если в некотором состоянии ЯУ с известным коэффициентом размножения kэфф1 измерить сигнал детектора (v1), затем рабочими органами системы управления и защиты (СУЗ) изменить состояние активной зоны, и после окончания переходного процесса вновь измерить сигнал детектора (v2), то для нового состоянии коэффициент размножения kэфф2 легко получить, используя формулу (1). Чаще этот метод используют применительно к величине реактивности, определяемой как ρ=(kэфф-1)/kэфф. Формула (1) преобразуется для реактивности и используется в приборах - измерителях реактивности для контроля состояния ЯУ по измеряемому стационарому сигналу нейтронных детекторов.

Преимуществом метода является его простота и наглядность. Основной недостаток - низкая точность. Во-первых, обычно нарушается, в той или иной мере, условие (2) из-за изменений пространственно-энергетического распределения нейтронов в активной зоне. Большую неопределенность нередко вносит величина интенсивности источника Qэфф в соотношении (1). Изменения ее во времени в некоторых случаях достигают сотен процентов, а их оценка в рамках самого метода невозможна.

Наиболее широко распространен на ЯУ метод определения kэфф и подкритичности (1-kэфф) из результатов измерения зависимости от времени сигнала детекторов нейтронов v(t) при введении рабочих органов (поглощающих стержней) СУЗ в активную зону в критическом состоянии. Метод (/1/, стр.93) использует решение УТК в обращенной форме для вычисления реактивности и часто именуется методом ОРУК. На основе измеренного сигнала нейтронных детекторов рассчитывается реактивность в единицах βэфф; затем можно вычислить и kэфф.

Преимуществом метода ОРУК является возможность организации вычислений реактивности в режиме реального времени с оперативным получением результатов в ходе измерений. Алгоритмы метода широко используются в вычислителях реактивности на базе персональных компьютеров и мини-эвм.

К серьезным недостаткам метода, помимо нарушения условия (2), используемого в методе, следует отнести необходимость выведения ЯУ при каждом измерении в критическое состояние с производством ядерно-опасных работ. Дополнительным осложнением может быть наличие источника нейтронов в активной зоне, который в этом методе является дополнительным неизвестным, требующим специальных способов учета. Для вычисления kэфф требуется явное задание величины βэфф, что является еще одним источником погрешностей.

Известен также способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов ЯУ (/2/ - Г.В.Лебедев. Патент РФ RU №2231145 С2, 20.06.2004), который позволяет определить и величину kэфф без вывода ЯУ в критическое состояние. Этот способ позволяет корректировать соотношение (1) и повышает достоверность соответствующей оценки подкритичности ЯУ.

Развитием этого способа явился «Способ определения подкритичности остановленной ядерной установки без выхода в критическое состояние» (патент RU №2362222, G21C 17/104, оп. 20.07.2009), заключающийся в том, что измеряют во времени скорости счета v(t) от ЯУ детекторами нейтронов до, во время и после внесения возмущения потока нейтронов излучаемого ЯУ, и рассчитывают подкритичность ЯУ, отличающийся тем, что измеряют T1sT2 - числа отсчетов каждого детектора нейтронов в диапазоне (T1÷Т2), где T1 - время окончания внесения возмущения потока нейтронов и Т2 - время окончания измерений скорости счета, измеряют средние скорости счета каждого детектора нейтронов v(0) в стационарном исходном состоянии ЯУ и v(T2) в стационарном конечном состоянии ЯУ, по измеренным v(0) и v(T2) каждого детектора рассчитывают из уравнений точечной кинетики скорость счета v(t) и массивы чисел отсчетов (T1CT2)j в диапазоне (T1÷T2) при варьировании k0j - эффективного коэффициента размножения в исходном состоянии ЯУ в диапазоне 0.99≥k0j≥0.95 и определяют подкритичность через искомое kэфф=k0j, при котором (T1CT2)j имеет наименьшее отклонение от T1sT2. Данный способ взят нами за прототип.

Преимуществами способа являются возможность проведения измерения без вывода ЯУ в критическое состояние и одновременное использование для получения результата всей совокупности данных, измеренных после внесения возмущения стержнями ЯУ. Основным недостатком способа является то, что за критерий сравнения измеренной и рассчитанной зависимостей выбран «интегральный» сигнал нейтронного детектора - полное число отсчетов после введения стержней. Этим, во-первых, вносится неопределенность в условие минимума (рассчитанная величина может быть и больше, и меньше измеренной); во-вторых, используется только импульсный сигнал измерительной аппаратуры, что не всегда возможно на практике; наконец, затрудняется оценка погрешности результата.

Техническими результатами, на которые направлено изобретение, являются: расширение функциональных возможностей способа за счет использования как импульсных, так и токовых измерительных каналов аппаратуры и повышение точности и достоверности определения kэфф.

Для достижения указанного результата предложен способ определения эффективного коэффициента размножения kэфф ЯУ, заключающийся в том, что измеряют поток нейтронов n(t) в ЯУ как сигнал детектора нейтронов vи(t) с интервалом дискретности Δt до, во время и после внесения возмущения потока нейтронов в ЯУ, определяют зависимость сигнала от времени v(t), задают в диапазоне от ≈0.9000 до 0.9990 ряд значений эффективного коэффициента размножения (kэфф0)j в исходном состоянии ЯУ до внесения возмущения и, используя формулу обратного умножения и уравнения точечной кинетики или формулу зависимости для аппроксимации kэфф(t), определяют (kэфф1)j в конечном состоянии и (kэфф(t))j во время возмущения потока нейтронов соответственно, вычисляют расчетную зависимость сигнала детектора vpj(t), и, сравнивая измеренную и расчетную зависимости v(t), рассчитывают kэфф ЯУ, при этом используют импульсный и/или токовый сигнал детектора нейтронов и по критерию среднего квадратического отклонения Δvj, в интервале времени (t3, t2) после возмущения потока нейтронов

, s=(t3-t2)/Δt,

определяют искомое значение kэфф0 как (kэфф0)j, соответствующее минимальному значению Δvj.

Кроме того, время измерения сигнала детектора с дискретностью по времени Δt=0.1…1 с до начала введения возмущения не менее 30 с, после окончания возмущения -не менее 300 с, а время введения возмущения - не более 15 с.

При этом возмущение потока нейтронов в ЯУ осуществляют перемещением рабочих органов (стержней) ЯУ.

Кроме того, в исходном состоянии ЯУ должно выполняться условие kэфф0≳0.9.

При этом расчет повторяют с вариацией времени начала (t2) и/или конца (t3) области сравнения.

В данном способе предложено использовать другой критерий сравнения измеренной и рассчитанной зависимостей сигнала нейтронного детектора v(t) до, во время и после введения возмущения потока нейтронов рабочими органами (стержнями) СУЗ ЯУ с источником нейтронов. Способ основан на решении точечных уравнений кинетики в прямой форме на временном интервале измерения (0, t1) - от начала до окончания измерений - и сравнении расчетного и измеренного сигналов детекторов на выбранном интервале.

Если при обработке результатов измерений известно значение kэфф0 до начала введения стержней (0≤t≤tн), тогда kэфф1 после введения стержней (tк≲t≤t1) рассчитывается по формуле:

где v0 - средний стационарный сигнал детектора до введения стержней, v1 - средний сигнал в установившемся состоянии после введения стержней (спустя не менее 250 с после полного ввода стержней).

Известное значение kэфф0 может быть также использовано для определения эффективной интенсивности источника по формуле (1) и для расчета - из исходных уравнений кинетики по измеренному сигналу - значений функции kэфф(t) во время перемещения стержней (tн≤t≤tk). Для существенного сокращения времени расчетов функция kэфф(t) при перемещении стержней может быть аппроксимирована линейной зависимостью вида:

kэфф(t)=kэфф0+(kэфф1-kэфф0)(t-tн)/(tk-tн),

где Т=(tk-tн) - известное время перемещения стержней СУЗ ЯУ.

При значительном перекосе распределения нейтронного потока по высоте активной зоны реактора следует учитывать нелинейность в функции kэфф(t) зависимостью более общего вида:

где - нормированное распределение квадрата нейтронного потока Ф(z) по высоте активной зоны;

Н - высота активной зоны;

- зависимость положения стержней СУЗ от времени при постоянной скорости их перемещения или

- зависимость положения стержней СУЗ от времени при известной переменной скорости υ(t) их перемещения.

Теперь, при известных значениях функции kэфф(t) во всем интервале времени измерения сигнала (0, t1) и известных начальных условиях, имеется возможность вычислить дискретную функцию vp(t) на интервале измерения и сравнить ее с измеренной v(ti) на интервале (t2, t3) после введения возмущения потока нейтронов стержнями.

Исходя из условий эксперимента, задают интервал для изменения значений kэфф0 с выбранным шагом, например, в виде:

где j=0, 1, …; dkэфф0 - выбранный шаг дискретизации по kэфф0.

Характерные значения: (kэфф0)min≈0.9000, (kэфф0)mах≈0.9990, dkэфф0≈0.0005. Эти значения уточняются соответственно конкретным условиям измерений для оптимизации процедуры расчета.

Для каждого значения kэфф0j, в результате численного решения уравнений точечной кинетики относительно сигнала детектора, находится функция vpj(t) и вычисляется среднее квадратическое отклонение (СКО) измеренных и рассчитанных данных на интервале (t2, t3) внутри (0, t1) в моменты измерения ti. По минимуму СКО (при j=J) из (4) определится искомое значение kэфф0J=kэфф0. Остальные параметры состояний ЯУ вычисляются по соотношениям:

Qэфф=v0(1-kэфф0),

kэфф1=1-Qэфф/v1,

Погрешности вычисленных параметров оцениваются на основе величины случайных отклонений измеренного сигнала v(ti) от наилучшей аппроксимации vpJ(t), с учетом и заданного шага дискретизации dkэфф0.

В общем виде рассеяние сигнала v(ti), измеренного в s точках с шагом Δt на интервале времени (t2, t3), характеризуется через СКО измеренных значений от найденной расчетной аппроксимации VpJ(ti):

Вычисляются два значения kэфф0+и kэфф0-, соответствующие двум зависимостям сигнала, полученным из измеренной зависимости, соответственно, добавлением, затем вычитанием Δv по (6) в каждой точке ti интервала (t2, t3).

За оценку погрешности kэфф0 из-за рассеяния измеренных данных принимается величина , к которой добавляется вклад интервала dkэфф0. Из значения среднеквадратичной погрешности исходного коэффициента размножения можно рассчитать погрешности параметров Qэфф, kэфф1, ρ0, ρ1, пользуясь формулами (5).

Для выяснения устойчивости получаемых результатов во времени и «консервативной» по безопасности оценки kэфф расчет следует провести с вариацией интервала (t2, t3).

Вид используемого сигнала детекторов нейтронов и условия измерений определяют выбор значения интервала дискретизации по времени Δt=0.1…1 с при измерениях и обработке данных. Для получения приемлемой статистической погрешности стационарного сигнала (≲1%) время измерения до начала введения стержней - не менее 30 с, а после их введения - не менее 300 с (при t≳250 с после введения стержней - стационарное состояние). Время введения стержней на действующем реакторе не более 15 с.

Для апробации возможностей метода были выполнены измерения на критстенде и на действующем реакторе. Измерения выполнены и результаты обработаны предлагаемым методом в подкритических состояниях ЯУ и традиционным ОРУК в критических состояниях. На критическом стенде эксперименты были проведены для разных состояний критсборок в широком диапазоне значений kэфф≈0.85…0.999. Эксперименты на реакторе также были выполнены, при разном положении стержней СУЗ в активной зоне в диапазоне значений kэфф≈0.95…0.99. Предлагаемый метод дает возможность исследовать любое состояние ЯУ, вводя разные группы стержней и получая несколько результатов. Они отличаются не только из-за случайных погрешностей, но и в силу методических (пространственных) эффектов при изменении нейтронных распределений.

На фиг.1 показан типичный результат расчета параметра СКО, определяющего качество описания измеренного сигнала нейтронных детекторов Vизм(t) рассчитанной зависимостью Vрасч(t) при сбросе на реакторе 62 извлеченных стержней РР (исходная подкритичность 1-kэфф0≈0.01, дискретность при измерениях Δt=0.12 с, шаг итераций (dkэфф0=0.0003).

На фиг.2 показан пример временной зависимости сигнала нейтронных детекторов - измеренного и оптимизированного по параметру СКО рассчитанного - при сбросе 33 извлеченных (ВК - верхний концевик) стержней АЗ на реакторе (исходная подкритичность ≈0.035, дискретность при измерениях Δt=0.12 с).

Оптимизированному расчетному сигналу соответствуют значения kэфф до и после введения стержней. При окончательном выборе этих значений следует провести расчеты с вариацией границ(ы) области сравнения измеренного и рассчитанного сигналов детекторов.

На фиг.3 показан пример результатов такого расчета (исходная подкритичность ≈0.02) - зависимость kэфф(t2) для сброса 40 стержней.

Видно, что после введения основного возмущения стержнями (tk) существует область достаточно устойчивых значений kэфф.

В таблице 1 дан пример полученных результатов для трех состояний критсборки с разным положением стержней СУЗ в активной зоне. Методические эффекты достигали в этих экспериментах величины (Δkэфф)мет≈0.015, что существенно больше случайных погрешностей. Среднеквадратичные оценки погрешностей даны в скобках, в единицах последнего разряда. Во 2-й строке таблицы также указан оценочный диапазон методической погрешности при использованной системе детекторов нейтронов. В 3-й строке приведены по два результата, полученные предлагаемым методом при разном исходном состоянии сборки.

В таблице 2 показаны результаты определения kэфф, полученные для двух характерных состояний активной зоны остановленного реактора. Состояния отличаются наличием в активной зоне полностью погруженных (НК - нижний концевик) разных групп стержней СУЗ: только ручных регуляторов (РР) или РР и АЗ (стержни аварийной защиты). Использован штатный метод ОРУК при сбросе стержней в критический реактор и предлагаемый метод для подкритических состояний. В скобках указаны среднеквадратические оценки случайной погрешности в единицах последнего разряда.

Таблица 2
Состояние: стержни СУ3-НК Метод определения kэфф
Сброс в критическом состоянии (ОРУК) Сброс в подкритических состояниях (предлагаемый метод)
Сбросы 62 РР и 33 АЗ Сбросы 40 РР и 33 АЗ Сброс 33 АЗ
РР 0.9640(2) 0.9648(11) 0.9643 (7) 0.966 (3)
РР+АЗ 0.9493(3) 0.9477 (22) 0.9462 (25) 0.954 (5)

Таким образом способ позволяет, без вывода ЯУ в критическое состояние, измерять kэфф со случайной погрешностью не более 0.5% в области значений ≳0.9 на критической сборке и ≳0.95 на действующем реакторе.

1. Способ определения эффективного коэффициента размножения kэфф ядерной установки (ЯУ), заключающийся в том, что измеряют поток нейтронов n(t) в ЯУ как сигнал детектора нейтронов vи(t) с интервалом дискретности Δt до, во время и после внесения возмущения потока нейтронов в ЯУ, определяют зависимость сигнала от времени v(t), задают в диапазоне от ≈0.9000 до 0.9990 ряд значений эффективного коэффициента размножения (kэфф0)j в исходном состоянии ЯУ до внесения возмущения и, используя формулу обратного умножения и уравнения точечной кинетики или формулу зависимости для аппроксимации kэфф(t), определяют (kэфф1)j в конечном состоянии и (kэфф(t))j во время возмущения потока нейтронов соответственно, вычисляют расчетную зависимость сигнала детектора Vpj(t) и, сравнивая измеренную и расчетную зависимости v(t), рассчитывают kэфф ЯУ, отличающийся тем, что используют импульсный и/или токовый сигнал детектора нейтронов и по критерию среднего квадратического отклонения Δvj в интервале времени (t3, t2) после возмущения потока нейтронов
, s=(t3-t2)/Δt,
определяют искомое значение kэфф0 как (kэфф0)j, соответствующее минимальному значению Δvj.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что время измерения сигнала детектора с дискретностью по времени Δt=0.1…1 с до начала введения возмущения не менее 30 с, после окончания возмущения - не менее 300 с, а время введения возмущения - не более 15 с.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что возмущение потока нейтронов в ЯУ осуществляют перемещением рабочих органов (стержней) ЯУ.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что в исходном состоянии ЯУ должно выполняться условие kэфф0≳0.9.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что расчет повторяют с вариацией времени начала (t2) и/или конца (t3) области сравнения.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок (ЯУ). .

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации ядерных установок (ЯУ) - ядерных реакторов и критических сборок ЯУ.

Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке эффективного коэффициента размножения и реактивности ядерного реактора.

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения реактивности любых размножающих сред - ядерных реакторов, критсборок, хранилищ делящихся материалов.

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для проверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов (реактиметров).

Изобретение относится к контролю характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, может быть использовано для настройки реактиметров, применяемых на АЭС с реакторами РБМК, на текущее состояние реактора по составу делящихся элементов топлива.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения эффективности стержней регулирования реакторных установок (РУ) атомных станций, критсборок, исследовательских реакторов в случаях, когда по условиям эксплуатации РУ необходимо обеспечить метрологическую аттестацию этих измерений.

Изобретение относится к контролю характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, может быть использовано для настройки реактиметров, применяемых на АЭС с реакторами РБМК, на текущее состояние реактора по составу делящихся, а также элементов топлива.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ). Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является увеличение максимальных значений F. В способе измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах F=V·γ, где V - значение мощности реактора в относительных единицах, γ - коэффициент пропорциональности, нейтронную мощность ядерного реактора в относительных единицах измеряют как среднюю скорость счета детектора нейтронов в стационарном критическом состоянии средствами измерения При этом коэффициент пропорциональности рассчитывают, используя значение автокорреляционной функции. В качестве средства измерения числа нейтронов используют ионизационную камеру для определения флуктуации числа нейтронов. Измеряют отдельно среднее значение тока ионизационной камеры и флуктуирующую составляющую тока ионизационной камеры непрерывно во времени с интервалом дискретности, рассчитывают автокорреляционную функцию флуктуирующего тока ионизационной камеры, после чего рассчитывают коэффициент пропорциональности. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов разного класса и назначения и может найти применение для определения их физических характеристик как на критических сборках и исследовательских стендах, так и на энергоблоках атомных станций. Перемещением рабочего органа системы регулирования и защиты ядерного реактора реактор переводят из состояния, близкого к критическому, в подкритическое состояние. Эту операцию производят дважды, причем одно перемещение выполняют со скоростью движения стержней V1, а другое - со скоростью V2(V1≠V2). По сигналам детектора, используемого для контроля потока нейтронов в реакторе, зарегистрированным на интервале движения рабочего органа в каждом из перемещений, и значениям реактивности, полученным решением обращенного уравнения кинетики, вычисляют коэффициент неравномерности распределения потока нейтронов в области активной зоны, формирующей сигнал детектора; вычисляют поправку к реактивности, устраняющую методическую погрешность определения эффективности рабочего органа, обусловленную пространственным эффектом реактивности. Технический результат - повышение точности определения эффективности рабочего органа. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано для настройки реактиметров и оперативной проверки их работоспособности. Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора включает формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности. С помощью ионизационной камеры деления (ИКД), источника нейтронов и усилительно-преобразовательной аппаратуры регистрируют зависимость скорости счета импульсов тока ИКД, пропорциональной плотности нейтронного потока от ее расстояния до источника нейтронов. Задают величину реактивности и формируют в устройстве памяти зависимость мощностного параметра реактора от времени, соответствующую заданной реактивности. Перемещают ионизационную камеру деления относительно источника нейтронов, задавая величину расстояния от ИКД до источника нейтронов в зависимости от времени, при этом сигнал с ИКД используют для формирования сигнала, соответствующего заданной реактивности. Технический результат - увеличение точности настройки реактиметра и, как следствие, повышение достоверности измерений реактивности ядерного реактора. 2 ил.
Наверх