Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора



Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора
Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2448378:

АРЕВА НП (FR)

Изобретение относится к способам трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора при помощи набора датчиков для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, а также датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок. Способ содержит этап получения значений эксплуатационных параметров реактора и определения первого трехмерного распределения мощности при помощи кода нейтронного вычисления, который мгновенно решает уравнение диффузии и обновляет изотопический баланс в активной зоне при обеднении топлива, основанный на значениях параметров нормальной эксплуатации активной зоны, а также этап регулирования трехмерного распределения мощности на основе измерений нейтронного потока при помощи датчиков, расположенных снаружи реактора, и датчиков температуры. Изобретение позволяет эффективно определять трехмерное распределение мощности без установки дополнительных контрольно-измерительных приборов в активной зоне реактора. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.

 

Данное изобретение относится к способам определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора. Объектом данного изобретения также является способ контроля по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации активной зоны ядерного реактора. Данное изобретение более всего применимо для ядерных реакторов с водой под давлением.

При правильной эксплуатации реактора в активной зоне необходимо соблюдать определенные условия, обеспечивающие безопасность в случае аварии. Данные условия (известные как условия 1-ой категории) по технике безопасности соответствуют ситуации на начальном этапе; несоблюдение данных условий эксплуатации ядерного реактора повышает уровень опасности; постоянная проверка предельных значений нормальной эксплуатации реактора определяет функцию "контроля предаварийных условий в активной зоне ядерного реактора".

Данные условия определяются параметрами определенной активации элементов топливных стержней в активной зоне ядерного реактора. В качестве примера могут быть приведены как простые параметры, такие как уровень мощности реактора или факторы формы распределения мощности (ΔI, FΔH и т.п.), так и более сложные параметры, такие как критический коэффициент удельного тепловыделения (связан с явлением критического кипения) или линейная плотность энерговыделения (связан с эффектом плавления топлива). Контроль предаварийных условий в активной зоне реактора выполняется при помощи вычисления одного или нескольких параметров путем их сопоставления с определенным пределом, установленным по технике безопасности. Когда параметры, выбранные для определения функции контроля, простые, то нужно учесть непредвиденные ситуации для охвата значительного числа предаварийных ситуаций, соответствующих граничным значениям этих параметров. Сочетание данных непредвиденных ситуаций с критериями, установленными по технике безопасности, требует ограничения рабочего диапазона реактора. Таким образом, оказывается, что усовершенствование функции контроля, т.е. использование более совершенных параметров для определения предельных показателей нормальной работы активной зоны реактора, позволяет расширить диапазон нормальной эксплуатации и таким образом делает эксплуатацию более безопасной.

Неотъемлемой составляющей усовершенствования функций контроля является потребность в наличии способа, осуществляемого в режиме реального времени, который основан на оценке усовершенствованного параметра. В таком случае данная оценка параметров скорее всего предполагает получение представления о распределении мощности, выделяемой в активной зоне ядерного реактора. Но опять же, чем проще будет способ для получения подобного представления о распределении мощности в активной зоне реактора, тем более консервативной и ограниченной будет эксплуатация реактора. Большинство методов, используемых сегодня для контроля предельных показателей нормальной эксплуатации реактора, воссоздают изображение распределения мощности в активной зоне реактора путем совмещения двумерного радиального изображения с одномерным аксиальным изображением.

Также известны способы трехмерного восстановления мощности в активной зоне реактора.

Однако подобные способы требуют установки дополнительных контрольно-измерительных приборов в активной зоне реактора.

В данном случае целью изобретения является уменьшение числа указанных выше недостатков, а также разработка эффективного способа для определения трехмерного распределения мощности без необходимости в установке дополнительных контрольно-измерительных приборов в активной зоне реактора.

С этой целью в изобретении предлагается способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора, которое осуществляется устройством с программным управлением, при этом указанная активная зона ядерного реактора содержит несколько тепловыделяющих сборок с использованием датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, и ряда датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок, причем данный способ содержит следующие этапы, на которых:

- определяют первое трехмерное распределение мощности с использованием кода нейтронного вычисления, который моментально решает уравнение диффузии и обновляет изотопический баланс реактора при обеднении топлива на основе параметров нормальной эксплуатации реактора;

- определяют новое трехмерное распределение мощности путем регулирования указанного первого трехмерного распределения мощности с использованием измерений начального трехмерного распределения мощности по данным датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, а также указанных датчиков температуры;

- осуществляют постоянный контроль вычисления нейтронов, содержащий следующие этапы, на которых:

- вычисляют на отрезке времени ti текущее трехмерное распределение мощности в активной зоне реактора по значениям и величинам, характеризующим текущее состояние реактора;

- вычисляют на отрезке времени ti новое трехмерное распределение мощности после регулирования по крайней мере одного параметра, характеризующего текущее состояние реактора, с тем чтобы минимизировать расхождение между вычислением и измерением аксиальной неустойчивости средней мощности на ряде тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны реактора;

- используют новое трехмерное распределение мощности, полученное от предыдущего вычисления, как начальное условие нового нейтронного вычисления на следующем отрезке времени ti+1.

Под "моментальным" понимают вычисление нейтронов на каждом отрезке времени с интервалом менее одной минуты (порядка 30 секунд).

Благодаря данному изобретению в активной зоне реактора возможно распределение трехмерной мощности на основе трехмерной информации, предоставленной вычислением нейтронов, которое проводится в режиме реального времени. Данную информацию корректируют при помощи измерений контрольно-измерительных приборов (термопар и датчиков снаружи корпуса реактора, известных как внешние контрольно-измерительные приборы), установленных на водо-водяном реакторе для учета всех процессов, происходящих в активной зоне при выполнении вычисления. Данный способ не требует использования дополнительного оборудования. Результатом данной корректировки является получение трехмерного изображения текущего распределения мощности в активной зоне реактора, служащего основой для определения более совершенных предельных параметров нормальной эксплуатации реактора (например, запас до кризиса пузырькового кипения, известный как DNBR и линейная мощность).

Поскольку данный способ выполняет трехмерное нейтронное вычисление текущего распределения мощности в активной зоне ядерного реактора и позволяет комбинировать данное трехмерное вычисление с измерительной информацией, постоянно предоставляемой контрольно-измерительными приборами, и поскольку данный способ основан на комбинации результатов данного вычисления ограничительного параметра нормальной эксплуатации активной зоны реактора на площадке реактора за время, отвечающее требованиям функции контроля активной зоны реактора в режиме реального времени, способ согласно изобретению позволяет осуществлять точный и эффективный контроль предаварийных условий в активной зоне реактора с минимальным воздействием на оборудование атомного реактора и таким образом позволяет экономию средств, которые могут быть использованы для оптимальной эксплуатации реактора.

Постоянный контроль нейтронного вычисления осуществляется с целью получения при помощи нейтронного кода оптимального представления о переходном процессе, который оказывает прямое воздействие на распределение мощности в активной зоне реактора.

Данный способ согласно изобретению может иметь одну или несколько нижеприведенных характеристик, рассматриваемых как отдельно, так и в сочетании с технически возможными комбинациями.

Согласно предпочтительному способу осуществления изобретения определение этапа нового распределения мощности содержит следующие этапы:

- первый этап регулирования распределения рассчитанной мощности выполняется при помощи математической функции минимизации расхождения между аксиальным компонентом распределения рассчитанной мощности и показателями датчиков нейтронного потока, расположенными снаружи корпуса реактора;

- второй этап регулирования распределения первой рассчитанной мощности выполняется при помощи математической функции минимизации расхождения между радиальным компонентом распределения рассчитанной мощности и измерениями датчиков температуры.

Предпочтительно, способ восстановления согласно данному изобретению содержит этап периодической корректировки модели активной зоны на основании нейтронного кода, при этом данная корректировка, выполняемая периодически, содержит этап изменения параметров, характерных для модели активной зоны, с целью минимизации расхождения между трехмерным распределением мощности, рассчитанным нейтронным кодом, и трехмерным распределением мощности, которое определяется по показателям датчиков измерения нейтронного потока, расположенных в активной зоне, известных как внутренние датчики.

Также объектом данного изобретения является способ контроля по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации ядерного реактора, включающий следующие этапы, на которых:

- осуществляют метод определения трехмерного распределения мощности в активной зоне согласно данному изобретению;

- вычисляют по крайней мере один ограничительный параметр нормальной эксплуатации реактора на основе данного трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора;

- вычисляют разницу вычисленного параметра относительно определенного предела.

Таким образом, распределение мощности, восстановленное по способу согласно данному изобретению, используется в качестве вспомогательного средства при вычислении по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации реактора, границы которого относительно данного определенного предела таким образом можно восстанавливать в режиме реального времени, при этом осуществляемый контроль позволит вызывать срабатывание сигнализации в случае превышения указанного предела.

Преимущественно, способ контроля содержит этап активирования сигнализации в комнате управления в случае, если вычисленный параметр превысит предел.

Преимущественно, ограничительные параметры нормальной эксплуатации реактора выбирают из следующих параметров: линейной мощности, известной как Plin, запаса до кризиса пузырькового кипения, известного как DNBR, осевого смещения мощности, известного как Dpax, азимутального перекоса мощности, известного как Dpaz.

Различные вычисленные параметры, распределение мощности и даже вычисленные границы можно постоянно выводить на один или несколько мониторов в комнате управления.

Также объектом данного изобретения является компьютерная программа, которая содержит программные средства, необходимые для выполнения данного способа согласно изобретению, когда компьютерная программа выполняется на компьютере.

Другие особенности и преимущества данного изобретения раскрыты в нижеследующем описании графических материалов, где должным образом раскрыты цели данного изобретения.

- На фиг.1 схематически представлен корпус водо-водяного реактора, иллюстрирующий применение способа согласно данному изобретению.

- На фиг.2 представлена блок-схема с разными этапами осуществления способа согласно данному изобретению.

- На фиг.1 схематически представлен корпус 1 водо-водяного реактора.

Корпус 1 включает активную зону 6 реактора, содержащую тепловыделяющие сборки, оборудованные:

- датчиками для измерения температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок активной зоны 3 реактора, которые называются выходными термопарами;

- камерами для измерения нейтронного потока снаружи активной зоны 4 (которые называются внешними камерами);

- контрольно-измерительными приборами, установленными в активной зоне 8, состоящими из внутренних датчиков 7.

Способ контроля активной зоны реактора согласно данному изобретению осуществляется программным устройством 5. Данный способ контроля основан на вычислении по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации активной зоны 6 реактора по трехмерному распределению текущей мощности в активной зоне 6, определяемому по трехмерному нейтронному вычислению и измерениям, выполненным контрольно-измерительными приборами, установленными на водо-водяных реакторах (ВВР), а именно наружными камерами для измерения потока нейтронов в активной зоне 4 и наружными термопарами 3.

Внешние камеры 4 содержат несколько измерительных ступеней 4а, 4b (к примеру, 6 ступеней, только две ступени представлены на фиг.1) по высоте активной зоны 6, обычно расположенных в периферийной области активной ионы 6 в четырех позициях, симметричных относительно двух симметричных плоскостей активной зоны 6, образуя между собой угол 90°. Расположенные в ступенчатом порядке камеры 4a-4d внешних детекторов, таким образом, позволяют производить измерения нейтронного потока на разных уровнях по всей высоте активной зоны 6 в четырех зонах, распределенных вокруг активной зоны 6 под различными азимутами. Таким образом, внешние камеры 4 предоставляют аксиальный и азимутальный тип информации о распределении мощности в активной зоне 6 реактора. Следует отметить, что на фигуре представлены две внешних камеры 4 в двух ступенях 4а-4b и 4c-4d соответственно, но чаще всего четыре внешних камеры используют, в частности, в реакторах мощностью 1300 МВт (с 6 ступенями на камеру) и 900 МВт (с 2 ступенями на камеру).

Выходные термопары 3 в активной зоне реактора образуют сеть в горизонтальной плоскости, перпендикулярную высоте активной зоны 6 реактора, при этом данные термопары устанавливают сверху и поворачивают рабочей стороной к тепловыделяющим сборкам. Выходные термопары 3 позволяют измерять температуру хладагента на выходе из определенных тепловыделяющих сборок в активной зоне 6 реактора, известных как тепловыделяющие сборки, оснащенные контрольно-измерительными приборами. Температура хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок связана с мощностью, производимой данными сборками. Таким образом, выходные термопары 3 предоставляют радиальный тип информации о распределении мощности в активной зоне 6 реактора.

Для калибровки контрольно-измерительных приборов 4 и 3 и для того, чтобы убедиться, что их чувствительность соответствует измеряемым величинам, периодически выполняют замеры на контрольно-измерительных приборах, расположенных внутри активной зоны 8 реактора, состоящих из внутренних датчиков 7, которые представляют собой подвижные камеры деления, которые предоставляют информацию трехмерных измерений. Внутренние датчики 7 соединяют с гибким кабелем, например кабелем фирмы Teleflex, обеспечивающим их перемещение внутри измерительного канала 9. Данные о трехмерном распределении мощности в активной зоне 6, которые периодически предоставляют внутренние датчики 7, известны как карта нейтронного потока.

В способе контроля согласно данному изобретению данные карты нейтронного потока служат основой для определения коэффициента корректировки данных на внешних контрольно-измерительных приборах и термопарах, для того чтобы они давали представление о распределении периферийной аксиальной мощности и соответственно о температуре хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок. Под распределением периферийной аксиальной мощности понимают средневзвешенное значение распределения аксиальной мощности на одну тепловыделяющую сборку в ряду сборок, расположенных рядом с периферией активной зоны 6. В данном способе согласно изобретению может быть использована величина периферийной осевой неустойчивости (также известная как осевое смещение), которая определяет средневзвешенное значение осевого смещения мощности в ряду тепловыделяющих сборок, расположенных рядом с периферией активной зоны 6 в качестве замены для данного распределения аксиальной мощности.

Программное устройство 5 для осуществления способа контроля в активной зоне реактора согласно данному изобретению использует информацию, полученную от:

- термопар 3

- внешних камер 4

- внутренних контрольно-измерительных приборов 8.

Программное устройство 5 использует текущие величины 2 эксплуатационных параметров реактора (к примеру средняя тепловая мощность в активной зоне реактора, средняя температура хладагента на входе в корпус, контрольные точки).

Для дальнейшего описания способа контроля согласно данному изобретению на фиг.2 приводится блок-схема, в первой колонке которой представлена последовательность этапов для осуществления способа контроля согласно данному изобретению, а во второй колонке представлены показатели измерений, использованные на каждом этапе.

Этапы, объединенные вместе в блоке 30, определяют шаги восстановления трехмерного распределения мощности или способа определения в активной зоне согласно данному изобретению.

В данном способе 30 восстановления трехмерного распределения мощности используются внешние замеры 80 и замеры термопары 100, скорректированные на картах потока при помощи калибровочных коэффициентов.

Восстановление трехмерного распределения мощности 30 основано на последовательности, начиная с фазы 40 вычисления распределения мощности при помощи нейтронного кода и фаз 60 и 90, коррекции распределения мощности, которая вычисляется по измерениям внешних контрольно-измерительных приборов 80 и измерениям термопары 100.

В фазе 40 вычисления распределения мощности используется трехмерный нейтронный код, который по текущим величинам параметров нормальной эксплуатации реактора 50 (например, средней тепловой мощности в активной зоне реактора, средней входной температуры хладагента в корпусе реактора и контрольных точках контрольных групп) обновляет изотопический баланс в активной зоне реактора во время обеднения топлива и решает в режиме реального времени уравнение диффузии для восстановления трехмерного распределения текущей мощности в форме ряда ядерных величин в разных точках активной зоны реактора. В качестве примера можно привести SMART (Поворотный магнитный анализатор с поворотным и вихревым устройством Swinger and Magnetic Analyzer with a Rotator and a Twister http://www.nea.fr/html/science/shielding/sinbad/riken/riken-a.htm) вычисление нейтронного кода, основанное на узловом типе 3D моделирования. Подробное описание принципов нейтронного вычисления дано в документальном источнике "Способы вычисления нейтронного кода" (Инженерная техника - В3070 - Джованни Б. Бруна и Бернард Гесдон).

В первой фазе 60 регулирования распределения мощности по внешним измерениям 80 применяется математический процесс для объединения периферийных аксиальных распределений мощности или осевых смещений, полученных при вычислении, и распределений мощности по высоте активной зоны или периферийных осевых смещений, измеренных внешними камерами 80 и скорректированных на картах потока. Примененный алгоритм отличается согласно тому, является ли использованная информация типом распределения мощности по высоте активной зоны или типом информации осевого смещения (оба термина могут быть объединены под общим понятием компонента аксиального трехмерного распределения мощности).

Если использованная информация относится к типу информации распределения мощности по высоте активной зоны, в алгоритме применяют способ "наименьших квадратов" для установки вектора корректирующих коэффициентов Nz (Nz является числом аксиальных сеток в модели активной зоны внутри кода нейтронного вычисления) применительно к распределению мощности по высоте активной зоны по каждой тепловыделяющей сборке для минимизации расхождения между вычислением и измерением периферийного распределения мощности. Данный алгоритм применяют для вычисления четырех параметров (вычисленные периферийные аксиальные распределения мощности, измеренное периферийное распределение мощности). Таким образом устанавливаются четыре вектора корректирующих коэффициентов, причем каждый вектор связан с внешней камерой. Распределение мощности по высоте активной зоны по каждой тепловыделяющей сборке затем корректируется линейной комбинацией четырех данных векторов, при этом коэффициенты данной линейной комбинации скоррелированы с расстоянием от сборки до четырех внешних камер, гарантируя соответствие со средней мощностью активной зоны.

Если использованная информация относится к типу информации осевого смещения, то алгоритм восстанавливает функцию типа в отношении распределения мощности по высоте активной зоны по каждой тепловыделяющей сборке для минимизации расхождения между вычислением и измерением периферийного осевого смещения. Данную функцию можно рассматривать в качестве вектора корректирующих коэффициентов Nz, гдe Nz - количество аксиальных сеток в модели зоны на основе кода нейтронного вычисления. Функция f(z), используемая в определении данной корректирующей функции, является параметрической и расчетной. Коэффициенты α(i) и число N получают в ходе процесса итерации. Данный алгоритм применим для четырех расчетных параметров (вычисленное периферийное осевое смещение, измеренное периферийное осевое смещение). Таким образом, устанавливаются четыре вектора корректирующих коэффициентов, каждый из которых отражает процесс, происходящий во внешней камере. Распределение мощности по высоте активной зоны по каждой тепловыделяющей сборке затем корректируется линейной комбинацией данных четырех векторов, при этом коэффициенты каждой линейной комбинации скоррелированы расстоянием от сборки до четырех внешних камер, гарантируя соответствие со средней мощностью активной зоны.

Во второй фазе регулирования распределения мощности 90 (по температурным измерениям термопар 100) осуществляется математический процесс, направленный на объединение средних мощностей тепловыделяющих сборок, оснащенных контрольно-измерительными приборами, вычисленных при помощи нейтронного кода или на основе температурных измерений термопар 100 на выходе из тепловыделяющих сборок и проверенных на картах потока. В данном алгоритме используется способ двухмерной полиномиальной регрессии и восстанавливается корректирующая функция для радиального распределения мощности для минимизации расхождения между вычислением и измерениями мощности тепловыделяющих сборок, оборудованных термопарами. Данную корректирующую функцию можно представить в виде ряда корректирующих коэффициентов Nass, где Nass - количество тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе.

Данный способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне 30 реактора согласно данному изобретению, который был только что описан как последовательность фазы 40 вычисления и двух фаз регулирования 60 и 90, используется во время ядерной реакции с периодичностью в пределах нормы, составляющей 30 секунд. По данному способу, согласно изобретению, приблизительно каждые 30 секунд происходит восстановление трехмерного распределения текущей мощности в активной зоне реактора. Данное распределение мощности можно представить как ряд Nass X Nсray X Nz параметров ядерной реакции в разных точках активной зоны реактора, где Nass - количество тепловыделяющих сборок в активной зоне Ncray - общее количество регулирующих стержней в сборке, Nz - количество аксиальных сеток в модели активной зоны на основе кода нейтронного вычисления.

Новое трехмерное распределение текущей мощности используется для осуществления способа контроля согласно данному изобретению, что позволяет производить вычисление 110 ограничительных параметров нормальной эксплуатации активной зоны атомного реактора, в частности, параметров, перечисленных ниже:

- Plin: линейная мощность, т.е. мощность на единицу длины топливных элементов в активной зоне.

- DNBR: запас до кризиса пузырькового кипения, составляющий разницу между нормальной и критической температурой хладагента.

- DPAX: осевая неустойчивость мощности или осевое смещение мощности в активной зоне реактора.

- DPAZ: азимутальный перекос мощности или перекос мощности в активной зоне реактора.

Ограничительные параметры нормальной эксплуатации реактора, вычисленные при помощи способа контроля, согласно данному изобретению сопоставляют с предельными величинами, установленными по технике безопасности. Данное сопоставление позволяет рассчитывать границы нормальной эксплуатации (этап 120) относительно предельных величин и предположительно производить сигнал аварийного оповещения в случае превышения уровня предельных величин. Следует заметить, что для вычисления некоторых ограничительных параметров может потребоваться информация о текущих параметрах величин эксплуатации реактора 50, которые не содержат прямой входной информации, необходимой для нейтронного вычисления 40 (как показано стрелкой F на фигурах): как, к примеру, в случае с запасом до кризиса пузырькового кипения, где требуется информация о потоке и давлении, которая не обязательно является входной информацией для нейтронного вычисления 40. Разные вычисленные параметры, распределение мощности и даже вычисленные границы безопасной эксплуатации реактора можно непрерывно выводить на один или несколько мониторов в комнате управления.

Как было описано ранее, способ восстановления 30 согласно данному изобретению позволяет производить в режиме реального времени вычисление распределения мощности согласно этапам 60 и 90 для того, чтобы в максимальной степени уменьшить разницу показателей измерений внешних контрольно-измерительных приборов 80 и измерений термопар 100, дающих представление о текущем распределении мощности в активной зоне на момент выполнения вычислений. Вычисленное распределение мощности, скорректированное измерениями, дает представление о физических особенностях активной зоны на момент проведения вычисления и используется в качестве вспомогательного средства при вычислении ограничительного параметра 110 нормальной эксплуатации реактора, предельные ограничения которого определяются согласно этапу 120.

Точность скорректированного распределения мощности, т.е. ее соответствие реальному распределению мощности, требует постоянного контроля расхождения между вычислением и измерениями, используемыми на фазах 60 и 90 регулирования распределения мощности. К тому же, когда разница между вычислением и измерениями находится за пределами определенного диапазона, где эффективность процесса корректировки распределения мощности является оптимальной, точность скорректированного распределения мощности уменьшается. Для поддержания разницы в вычислениях и измерениях на оптимальном уровне эффективности распределения мощности 60 и 90 способа регулирования способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне 30 реактора согласно данному изобретению предполагает возможность производить вычисления по двум различным способам:

- непрерывный контроль нейтронного вычисления 70

- периодический контроль нейтронного вычисления 10.

Целью непрерывного контроля нейтронного вычисления 70 является оптимизация представления нейтронным кодом переходного процесса, который оказывает прямое воздействие на распределение мощности в активной зоне реактора, в частности колебания распределения выделения ксенона в активной зоне реактора. Данная модель контроля осуществляется в режиме реального времени, по способу, согласно данному изобретению и может активироваться с периодичностью, подходящей для процесса восстановления 30 распределения мощности согласно вышеописанному изобретению, составляющей приблизительно 30 секунд. Данный процесс итерации основан на изменении значения одного или нескольких эксплуатационных параметров, используемых на вводе нейтронного вычисления 50 (к примеру, средней тепловой мощности активной зоны, средней входной температуры хладагента в корпусе реактора и контрольных точек контрольных групп). На каждом отрезке времени ti периферийное аксиальное смещение рассчитанного (но пока не скорректированного по контрольно-измерительным приборам) распределения мощности сопоставляется с периферийным аксиальным смещением, измеренным внешними камерами 80. В случае, если разница между вычислением и измерениями не соответствует заранее определенным критериям, выполняется изменение значения одного или нескольких параметров 50, и новое нейтронное вычисление выполняется при помощи кода с измененным значением параметра или параметров. То есть значение одного или нескольких параметров эксплуатации сводится к значению, которое не обязательно должно быть правдоподобным. Данную операцию повторяют до тех пор, пока разница между вычислением и измерениями на периферийном аксиальном смещении не будет соответствовать установленным критериям. Когда итерация выполнена, распределение мощности становится контролируемым. Данная контролируемая мощность распределения является начальным условием для нейтронного вычисления на следующем отрезке времени ti+1. Следует заметить, что процесс 70 контроля распределения рассчитанной мощности выполняется параллельно с вышеупомянутым процессом восстановления 30. Иными словами, регулировка на основании измерений 60 и 90, являющихся частью процесса 30 восстановления, выполняется в виде распределения энергии, рассчитанной на основании значений 50 параметров, используемых на вводе нейтронного вычисления 40, которые являются реальными параметрами.

Периодический контроль нейтронного вычисления 10 выполняется с целью оптимизации представленного нейтронным кодом стационарного феномена или феномена с медленно развивающейся кинетикой, который напрямую влияет на распределение мощности, в частности из-за дисбаланса, вызванного замедлением или затуханием в активной зоне. Данный способ контроля основан на использовании карт нейтронного потока, которые периодически составляют на основе измерений, выполненных внутренними датчиками 20 контроля. Данный тип контроля можно применять с периодичностью, подходящей для карт нейтронного потока (обычно 1 раз в месяц). Данный процесс является процессом итерации, основанным на изменении параметров, свойственных трехмерной модели активной зоны внутри кода нейтронного вычисления. Под характерными параметрами модели активной зоны, понимают параметры, содержащиеся в уравнении диффузии. Таким образом, данные параметры несколько раз изменяются до тех пор, пока они не будут соответствовать критериям разницы между распределением мощности, рассчитанным кодом и распределением мощности, соответствующим карте нейтронного потока. Переустановка нейтронного кода на карте нейтронного потока выполняется, таким образом, периодически. Между двумя последовательными переустановками нейтронного кода на картах нейтронного кода (приблизительно 1 раз в месяц отдельно) для нейтронного вычисления, выполняемого на каждом отрезке времени для процесса 30 восстановления или ранее описанного процесса 70 непрерывного контроля, используются измененные величины или характерные параметры модели активной зоны, в частности, получаемые при последней переустановке кода.

Оба данных способа контроля нейтронного вычисления 10 и 70, воплощенные в способе, согласно данному изобретению, таким образом, гарантируют определенный уровень соответствия рассчитанного и реального распределения мощности в активной зоне реактора. Данный уровень соответствия между рассчитанным и реальным распределением мощности необходим для выполнения процесса 30 восстановления распределения мощности, каким бы ни был переходный процесс нормальной эксплуатации, которому подвергается реактор (к примеру, отслеживание нагрузки, установка контрольной точки или продолжительная работа при пониженной мощности) или физические особенности активной зоны (к примеру, дисбаланс обеднения топлива или замедление). Процесс восстановления 30 распределения мощности выступает в дальнейшем как точная регулировка распределения мощности на основании непрерывных измерений, выполненных внешними контрольно-измерительными приборами 80 и термопарами 100. Совместное действие нейтронного вычисления контроля 10 и контроля 70 с одной стороны и регулировки 60 и регулировки 90 с другой, соответственно, обеспечивает надежность и точность контроля предаварийных условий в активной зоне реактора, осуществляемого по данному способу согласно изобретению.

Конечно, осуществление данного изобретения не может сводиться только лишь к данному способу. Данное изобретение было описано для четырех внешних камер, но число камер может быть различным.

В дополнение следует отметить, что хотя данное изобретение было подробно описано для водо-водяных реакторов, его можно применять в любом реакторе, оснащенном температурными датчиками и внешними контрольно-измерительными приборами.

В качестве замены какого-либо средства можно использовать любое другое средство, являющееся его эквивалентом.

1. Способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора, осуществляемый программным устройством, при этом указанная активная зона ядерного реактора содержит несколько тепловыделяющих сборок, с использованием датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора и ряда датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок, причем данный способ (30) содержит этапы, на которых:
получают значения эксплуатационных параметров реактора и определяют первое трехмерное распределение мощности с использованием кода (40) нейтронного вычисления, который моментально решает уравнение диффузии и обновляет изотопический баланс активной зоны реактора при обеднении топлива,
регулируют указанное первое трехмерное распределение мощности, снимая данные с указанных датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса (80) реактора и данных датчиков (100) температуры для определения нового трехмерного распределения мощности,
осуществляют постоянный контроль (70) вычисления нейтронов, содержащий следующие этапы, на которых:
получают значения параметров, характеризующих текущее состояние реактора для вычисления на отрезке времени ti параметров текущего трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора,
регулируют, по крайней мере, один параметр, характеризующий текущее состояние реактора для последующего вычисления на отрезке времени ti нового трехмерного распределения мощности, чтобы минимизировать разницу между вычислением и измерением усредненной аксиальной неустойчивости мощности на ряде тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны реактора,
используют указанное новое распределение мощности, как начальное условие нейтронного вычисления на следующем отрезке времени ti+1.

2. Способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что для вычисления нового распределения мощности осуществляют следующие этапы, на которых:
на первом этапе регулировки (60) выполняют регулировку распределения рассчитанной мощности при помощи математической функции минимизации расхождения между аксиальным компонентом распределения рассчитанной мощности и показателями, которые снимают с датчиков нейтронного потока, расположенными снаружи корпуса (80) реактора,
на втором этапе (90) выполняют регулировку распределения первой рассчитанной мощности при помощи математической функции минимизации расхождения между радиальным компонентом распределения рассчитанной мощности и измерений, выданных указанными датчиками (100) температуры.

3. Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне по одному из предыдущих пунктов, отличающийся тем, что в нем содержится этап, на котором периодически регулируют (10) модель активной зоны на основании кода нейтронного вычисления, при этом этап периодической регулировки включает в себя этап изменения параметров, присущих активной зоне для минимизации расхождения между трехмерным распределением мощности, рассчитанным нейтронным кодом, и трехмерным распределением мощности, определенным по измерениям (20) датчиков нейтронного потока, расположенных внутри реактора, известных как внутренние датчики.

4. Способ контроля по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации ядерного реактора, содержащий следующие этапы, на которых:
осуществляют способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне согласно одному из пп.1-3,
определяют по крайней мере один ограничительный параметр (110) нормальной эксплуатации реактора на основе данного трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора,
определяют разницу (120) указанного параметра, рассчитанного относительно определенного предела.

5. Способ контроля по п.4, отличающийся тем, что он включает этап срабатывания в комнате управления аварийной сигнализации в случае, если данный рассчитанный параметр превысил допустимый предел.

6. Способ контроля согласно п.4 или 5, отличающийся тем, что по крайней мере одним из ограничительных параметров нормальной эксплуатации ядерного реактора является линейная плотность энерговыделения, известная как Plin, коэффициент критического теплового потока известный как DNBR (запас до кризиса пузырькового кипения), осевая неустойчивость мощности, известная как Dpax, азимутальная неустойчивость мощности, известная как Dpaz.

7. Способ контроля по п.6, отличающийся тем, что по крайней мере один рассчитанный параметр, новое распределение мощности или рассчитанную разницу непрерывно выводят по меньшей мере на один из мониторов комнаты управления.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области исследования и контроля работы ядерных реакторных установок, а именно к исследованию и контролю нейтронного излучения в присутствии гамма-излучения, и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов, критической сборки и других источников нейтронов.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для экспериментально-расчетного определения эффективного коэффициента размножения (kэфф) активных зон ядерных установок (ЯУ).

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. .

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 атомной энергетики, касается, в частности, способов определения ресурса графитовой кладки и может быть использовано для определения ресурса ядерного канального реактора.

Изобретение относится к технике реакторных измерений, а именно к устройствам для измерений реактивности реактора - реактиметрам

Изобретение относится к способу создания «смешанных карт активной зоны ядерного реактора» и к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа

Изобретение относится к устройству онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов. Устройство содержит детектор быстрых и эпитермических нейтронов, который в основном обнаруживает быстрые и эпитермические нейтроны, детектор тепловых нейтронов, который в основном обнаруживает тепловые нейтроны; первую схему обработки сигнала, поступившего от детектора быстрых нейтронов; вторую схему обработки сигнала, поступившего от детектора тепловых нейтронов; средства, выполненные с возможностью определения изменяющейся чувствительности к быстрым и к тепловым нейтронам каждого из детекторов нейтронов и вычислительное устройство, которое вычисляет поток быстрых и эпитермических нейтронов на основании указанных изменяющихся чувствительностей и сигналов, выдаваемых первой и второй схемами обработки.Техническим результатом является обеспечении возможности выделения в сигнале, производимом пороговой камерой деления, части, связанной с быстрыми нейтронами, которая является искомой величиной, и части, связанной с тепловыми нейтронами.19 з. п. ф-лы, 6 ил.

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 ядерной технике. Техническим результатом является уменьшение погрешности измеряемой величины плотности потока нейтронов. Устройство для измерения плотности потока нейтронов содержит: ионизационную импульсно-токовую камеру с двумя электродами, электрометрический усилитель, преобразователь напряжение-код, дифференциальный усилитель, первый и второй дискриминаторы, первый и второй преобразователи частота-код, делитель, умножитель с постоянным коэффициентом умножения, мультиплексор, регистр-защелку, первое и второе устройства сравнения, управляющее устройство, первый сумматор с двумя прямыми и одним инвертированным входами, второй сумматор, второй и третий умножители с переменными коэффициентами умножения. 1 ил.

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 средствам реакторных измерений, касающихся плотности нейтронного потока. Способ включает регистрацию импульсов тока импульсной камеры деления с использованием спектрометрического усилителя. При реализации способа сначала определяют коэффициент усиления Ki спектрометрического усилителя, затем помещают импульсную камеру деления в нейтронный поток, регистрируют форму импульса выходного напряжения спектрометрического усилителя на входном сопротивлении дискриминатора и сохраняют оцифрованную форму импульса выходного напряжения спектрометрического усилителя с амплитудой Uвых на внешнем носителе. Затем с помощью коэффициента Ki пересчитывают сохраненные данные и восстанавливают исходный импульс тока импульсной камеры деления, интегрируют его по времени, вычисляют значение заряда в импульсе и рассчитывают нормирующий множитель. Затем определяют номинальную амплитуду спектрометрических импульсов напряжения Uн на входе дискриминатора интенсиметра посредством нормировки сохраненного импульса выходного напряжения спектрометрического усилителя с амплитудой Uвых. Техническим результатом является увеличение точности определения номинальной амплитуды спектрометрических импульсов напряжения, упрощение обработки спектрометрической информации и сокращение времени на ее обработку.

Изобретение относится к атомной энергетике. Как минимум в одном из направляющих каналов тепловыделяющей сборки ядерного реактора выполняется перфорация. Перфорация в направляющем канале может быть выполнена как над верхней дистанционирующей решеткой, так и над верхней дистанционирующей решеткой и между двумя верхними дистанционирующими решетками. Технический результат - создание тепловыделяющей сборки, в которой обеспечивается возможность установки сборки внутриреакторных детекторов в направляющий канал, что повышает представительность измерения среднесмешанной температуры на выходе из тепловыделяющих сборок и безопасность эксплуатации ядерного топлива. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

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