Способ определения парового коэффициента реактивности



Способ определения парового коэффициента реактивности
Способ определения парового коэффициента реактивности

 


Владельцы патента RU 2465660:

Фадеев Александр Николаевич (RU)
Моисеев Игорь Федорович (RU)

Изобретение относится к способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок атомных электростанций. Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности кипящий, канальный), включающий выполнение измерений быстрого мощностного коэффициента реактивности (БМКР) при «взвешивании» участка стержней АР. Возмущения по плотности теплоносителя путем значительного изменения РПВ, осуществляемого дистанционно задвижками питательных узлов при переходе из штатного автоматического режима в режим дистанционного (ручного) управления уровнем воды в БС, не производятся, сложный теплогидравлический расчет изменения паросодержания также не выполняется, а измерения БМКР непосредственно используются для получения оценки ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, и определение ПКР по результатам измерений БМКР производится на основе использования структурного соотношения, связывающего эти параметры где αT - топливный температурный коэффициент реактивности; - значение ПКР, соответствующее аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, по формуле с учетом постоянства допплеровской составляющей БМКР , равной 3.3·10-4 β/МВт. Изобретение позволяет повысить надежность и безопасность эксплуатации РУ. 1 ил.

 

Изобретение относится к способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, к способам определения парового (пустотного) коэффициента реактивности - ПКР (αφ) на АЭС с реакторами РБМК. Ценность ПКР как характеристики реактора заключатся в том, что ее можно измерять и тем самым контролировать эффект обезвоживания реактора - важнейшую характеристику ядерной безопасность этих реакторов, экспериментально определяемую лишь в исключительных случаях. Такая возможность предопределяется устойчивым, стабильным соотношением между двумя этими параметрами.

Известен взятый в качестве прототипа (РДЭО 1.1.2.09.0137-2009 [1]) способ определения αφ, заключающийся в обработке данных серии специальных опытов, состоящих в регистрации изменения реактивности реактора при внесении возмущения технологических параметров, приводящего к изменению объемного паросодержания в каналах реактора. В комплексной методике (КМ) [1] предусмотрена реализация изменения паросодержания путем внесения симметричных по сторонам реактора возмущений расхода питательной воды (РПВ), осуществляемых дистанционно задвижками питательных узлов, причем РПВ изменяют одновременно по обеим сторонам реактора на 200÷400 т/ч. После каждого возмущения делается выдержка ~2 мин, в течение которой замеряется изменение реактивности по компенсирующей отработке (перемещению) стержней суммарного или локального автоматического регулятора мощности (АР, ЛАР) с учетом изменения мощности реактора в зоне нечувствительности АР. Для пересчета этой отработки на изменение реактивности проводится дополнительный вспомогательный опыт по "взвешиванию" участка стержней АР. "Вес" (эффективность) участка стержней, погруженного в активную зону, определяется с помощью аттестованного реактиметра или обработкой кривой переходного процесса мощности на компьютере.

Идеология определения входного возмущения и, в конечном счете, величины αφ, через экспериментальную оценку «компенсаторов» в виде перемещения стержней АР и изменения тепловой мощности реактора ΔW в зоне нечувствительности АР (ЛАР) опирается на использование балансного уравнения для реактивности [1]:

Здесь:

- значение ПКР, соответствующее композитному аксиальному профилю изменения паросодержания, вызванному изменением энтальпии теплоносителя на входе в активную зону и дальнейшим изменением мощности реактора в опыте;

Δφполн - полное изменение паросодержания в опыте (рассчитывается по алгоритму штатной программы ТРАКТ на основе комплекса параметров, необходимого для определения ПКР, непрерывно регистрируемого в ходе опытов на оперативной рабочей станции физических измерений (ОРС-Ф));

ΔW - изменение мощности реактора в зоне нечувствительности АР (измеряется);

- изменение реактивности при перемещении стержней АР (рассчитывается с использованием результатов опыта по «взвешиванию» четверки стержней АР (ΔρAP);

αT - топливный температурный коэффициент реактивности;

∂Т/∂W - частная производная функций температуры топлива по мощности. В [1] принято, что допплеровская составляющая быстрого мощностного коэффициента реактивности (БМКР, αw) принята равной константе (оценка по данным измерений на 0.8-1.0 номинальной мощности).

Значение для отдельного опыта определяется согласно уравнению (1) по формуле:

где j - номер опыта.

Итоговая величина ПКР по серии опытов рассчитывается как средняя взвешенная, с весами возмущений РПВ в левой и правой половине реактора в каждом опыте:

Цикл возмущения РПВ по+200/-400 т/ч на сторону с последующим возвращением РПВ в исходное состояние производится троекратно с промежуточной стабилизацией параметров реактора.

После окончания циклов возмущения РПВ и стабилизации параметров реактора в течение ~2 мин производится «взвешивание» четверки стержней АР на участке, близком к участку отработки стержней при внесении возмущений по РПВ. При выполнении опыта по «взвешиванию» четверки стержней АР изменение реактивности в результате ввода в активную зону стержней АР компенсируется вследствие изменения мощности реактора (мощностная обратная связь):

После "взвешивания" выполняется экспресс-оценка эффективности («веса») стержней на рабочем участке (учитываются поправки на проявление обратной связи по мощности во время ввода стержней), а также оценка величины БМКР (αw), как:

Недостатками данного способа определения ПКР являются:

1. Снижение надежности и безопасности работы РУ вследствие необходимости перевода регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах (БС) с автоматического на дистанционное управление. При изменении РПВ особого внимания операторов требует контроль вносимых возмущений РПВ, изменение уровней в БС и запасы до действующих уставок защит по этим параметрам. Прежде всего, это относится к состоянию после отрицательного возмущения РПВ: в этом случае не только собственно РПВ изменяются в сторону уставок защит, но через 35 с сами уставки вслед за мощностью реактора могут увеличиться на 0.5-1% навстречу изменению РПВ.

2. Снижение надежности и безопасности работы РУ вследствие необходимости перехода из штатного режима локального автоматического управления распределением энерговыделения (режим (ЛАР)) в режим автоматического регулирования мощности (режим АР).

3. Существенная продолжительность самих опытов (как правило, более часа) и подготовительного периода с жесткими ограничениями по поддержанию мощности реактора на постоянном уровне в течение суток.

4. Сложная математическая обработка опытов, применение несовершенных теплогидравлических моделей для расчета изменения паросодержания.

5. Балансные уравнения записаны в приближении пренебрежения медленными обратными связями по ксенону и температуре графита.

6. Вследствие несовершенства ряда редакций КМ, допускавших возможность использования разных форматов балансных уравнений для реактивности при обработке измерений, неизбежного субъективизма в процедуре расстановки меток, ограничивающие отклик реактора на возмущение РПВ, а также возможности использования различных сигналов нейтронной мощности (от внутриреакторных датчиков или от боковых ионизационных камер) при выполнении измерений, сопоставление результатов измерений на разных АЭС вызывало затруднения.

Предлагаемым изобретением решается задача повышения надежности и безопасности работы РУ при контроле ПКР, так как исключается потенциально-опасный этап, связанный с переводом регуляторов уровня воды в БС с автоматического на дистанционное управление для создания значительных возмущений РПВ в активной зоне РУ. Кроме того, существенно сокращается время измерений и резко упрощается процедура их обработки.

Для получения такого технического результата необходимо посредством выполнения процедуры «взвешивания» центральной четверки стержней АР реализовать только контроль величины БМКР.

Отличительный признак предлагаемого способа заключается в том, что результаты измерений БМКР непосредственно используются для получения оценки ПКР.

Циклы возмущения РПВ, приводящего к изменению объемного паросодержания в каналах реактора, с синхронной регистрацией параметров, существенных для определения αφ, исключены.

Новым элементом в обработке измерений БМКР, ранее носивших вспомогательный характер (их результаты использовались для обработки основной серии опытов с возмущением РПВ), в предлагаемом способе является использование величины БМКР для определения ПКР в виде , т.е. оценки ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате изменения мощности реактора, посредством использования структурного соотношения, связывающего БМКР и .

В результате практического применения предлагаемого способа повышается надежность и безопасность эксплуатации РУ вследствие отсутствия необходимости создания возмущений по плотности теплоносителя путем значительного изменения РПВ, осуществляемого дистанционно задвижками питательных узлов при переходе из штатного автоматического режима в режим дистанционного (ручного) управления уровнем воды в БС. По этой же причине во много раз (до нескольких минут вместо полутора - двух часов) сокращается время измерений, а их обработка не требует применения сложных математических моделей. Кроме того, безусловно достигается важная цель сопоставимости результатов измерений на разных АЭС, поскольку гарантируется единообразие процедуры выполнения измерений и их обработки.

Гарантией надежности оценок и пригодности этого параметра для контроля эффекта обезвоживания реактора явилась бы четко прослеживаемая стабильность различий (постоянство такого различия) между и экспериментальными оценками ПКР, получаемыми при измерениях с возмущением РПВ . Предлагаемое изобретение иллюстрируется фигурой 1, на которой изображено распределение отклонений для Курской (КуАЭС), Смоленской (САЭС) и Ленинградской (ЛАЭС) АЭС.

Предлагаемый способ определения ПКР осуществляется посредством выполнения измерений БМКР при «взвешивании» участка центральной четверки стержней АР с дальнейшим использованием разделения составляющих в определении этого параметра. Для этого осуществляется кратковременный перевод регулирования мощности реактора из штатного режима ЛАР в режим АР. Затем стержни АР переводятся на ручное управление и однократным воздействием на ключ ручного управления вводятся в активную зону на 0,4÷0,5 м. Вводимая реактивность регистрируется на ОРС-Ф ведущего инженера управления реактором (ВИУР) и/или реактиметром (на шкале 0,05 βэф). После перемещения стержней делается выдержка в течение ~1 мин. По окончании выдержки АР включается в работу, возвращаясь в исходное положение, и мощность реактора восстанавливается.

По результатам измерений БМКР на основе использования структурного соотношения, связывающего БМКР и ПКР в виде [1]:

производится определение величины , т.е. оценки величины ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, по формуле:

В этом соотношении допплеровская составляющая БМКР близка к константе и ее оценка известна [1], равно как хорошо известна оценка величины ∂φ/∂W - функции, близкой к линейной в диапазоне мощности реактора 700-3200 МВт и табулированной в [1].

На стадии тестирования предложенного метода контроля ПКР проводилось сравнение оценок с экспериментальными оценками ПКР, получаемыми при измерениях с возмущением РПВ на предмет контроля стабильности различий между ними.

Для оценки масштаба и устойчивости таких различий использовалась информация, содержащаяся в базе данных (БД) результатов измерений, ведущейся в Центре 360 ВНИИАЭС с 1993 г. для всех АЭС с РБМК. Поскольку прежняя редакция РДЭО (2005 г.) [3] при обработке измерений допускала использование различных форм балансных уравнений, которым отвечали различные оценки ПКР, соответствующие разным аксиальным профилям изменения паросодержания, то БД на протяжении многих лет пополнялась разнородными оценками ПКР. Это обстоятельство ограничивало возможности сопоставления результатов измерений, обрабатывавшихся на разных энергоблоках различным образом. По этой же причине следовало ожидать определенной «размазанности» различий между оценками и разнородными экспериментальным оценками ПКР, содержащимися в БД.

При тестировании предложенного метода контроля ПКР обрабатывались реальные измерения αw, являющиеся составной частью измерений ПКР, на блоках КуАЭС, САЭС и ЛАЭС на предмет сравнения получаемых из них значений с оценками ПКР по штатным измерениям за те же даты. При обработке использовалась формула (7).

На фиг. 1 представлены гистограммы распределения смещений относительно . Судя по гистограммам распределения величины вид распределение указанных смещений, действительно, имеет несколько размытый максимум, локализуемый в ожидаемой положительной области в районе ~0,05-0.15 β. Полученные распределения величины близки к нормальному, параметры распределений свидетельствуют о том, что результаты штатных измерений ПКР хорошо воспроизводятся с применением предложенного подхода по формуле:

где α - константа несколько разная для разных АЭС, примерно равная 0,05-015 β.

Среднеквадратичное отклонение от реальных результатов измерений составляет согласно фигуре 1 не более 0,20 β для всех АЭС с РБМК, что лишь немного выше характерной величины погрешности самих измерений , с доверительной вероятностью 67%, составляющей ~0,1 β.

В итоге проведенных тестов на основе использования базы данных с результатами измерения ПКР и БМКР и базы данных с расчетными оценками этих величин получены следующие основные результаты:

Показана устойчивость, стабильность различия между результатами измерений ПКР и оценками ПКР по результатам измерения БМКР , оценен масштаб этого различия.

Перспективность предложенного способа контроля ПКР по результатам измерения БМКР подкрепляется достижением цели сопоставимости результатов контроля на разных АЭС. Такой результат гарантируется однозначным подходом к проведению измерений БМКР в отличие от многолетней практики контроля ПКР посредством создания возмущений по плотности теплоносителя, допускавшей различную трактовку в технологии обработки измерений. Для достижения цели сопоставимости в рамках предложенного подхода требуется соблюдать лишь минимальные требования по единообразному проведению измерений БМКР - обязательное использование сигналов мощности реактора по датчикам ВРД.

Изложенный подход предопределяет возможность отказа от длительных непосредственных измерений ПКР, сопряженных со сложной математической обработкой, и, безусловно, перспективен как штатный способ контроля ПКР на АЭС.

В настоящее время предлагаемый способ готовится к внедрению в опытно-промышленную эксплуатацию на всех АЭС с РБМК-1000.

Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности кипящий, канальный), включающий выполнение измерений быстрого мощностного коэффициента реактивности (БМКР) при «взвешивании» участка стержней АР, отличающийся тем, что возмущения по плотности теплоносителя путем значительного изменения РПВ, осуществляемого дистанционно задвижками питательных узлов при переходе из штатного автоматического режима в режим дистанционного (ручного) управления уровнем воды в БС, не производятся, сложный теплогидравлический расчет изменения паросодержания также не выполняется, а измерения БМКР непосредственно используются для получения оценки ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, и определение ПКР по результатам измерений БМКР производится на основе использования структурного соотношения, связывающего эти параметры

где αT - топливный температурный коэффициент реактивности;
, - частные производные функции температуры топлива и паросодержания по мощности, - хорошо известная функция, табулированная во всем энергетическом диапазоне мощности реактора;
- значение ПКР, соответствующее аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, по формуле
с учетом постоянства допплеровской составляющей БМКР , равной 3,3·10-4 β/МВт.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и предназначено для использования при контроле плотности таблеток ядерного топлива.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к исследованиям тепловых режимов активных зон ядерных реакторов, например, при эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР, систем внутриреакторного контроля, для обеспечения контроля за полем энерговыделения в реакторе типа ВВЭР, и может быть использовано в атомной энергетике при расчете мощности активной зоны, реактивности и в качестве дополнительного сигнала для срабатывания защиты активной зоны.

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР.

Изобретение относится к области исследования прочностных характеристик материалов. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к исследованиям тепловых режимов активной зоны и осуществлению контроля за полем энерговыделения в реакторе типа ВВЭР.

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

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов.

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.

Изобретение относится к способам измерения динамики давления в напорном тракте РБМК в различных режимах его эксплуатации, в частности к способам диагностики резонансных пульсаций давления в напорном тракте РБМК.

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

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

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 анализу и оценке безопасности технологических процессов и может быть использовано для имитационной калибровки измерительных каналов системы управления разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение при изготовлении стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) с таблетированным керамическим ядерным топливом

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива и может быть использовано для расчетно-экспериментального определения и контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС
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 металлургии и может быть использовано при изготовлении крупногабаритных обечаек корпусов реакторов типа ВВЭР-1000. Изготавливают цельнокованую заготовку длиной не менее длины обечайки с учетом технологических припусков. Толщина стенки заготовки превышает толщину стенки обечайки не менее чем в два раза. Со стороны внутренней поверхности заготовки из припуска по толщине отбирают пробы для механических испытаний. Отбор проб производят на расстоянии от торцов заготовки не менее ее толщины. Вырезают образцы проб для механических испытаний при расположении их продольных осей на расстоянии от внутренней поверхности заготовки не менее чем 1/3 T, и не более чем 1/2 Т, где Т - толщина заготовки. С внутренней стороны заготовки вырезают кольца для производственного контрольного сварного соединения. В результате обеспечивается повышение надежности и срока службы корпуса реактора за счет применения для изготовления его активной зоны цельнокованой заготовки, позволяющей вынести сварные швы за пределы зоны интенсивного облучения, оказывающего негативное влияние на механические свойства металла и его сопротивление хрупкому разрушению. 4 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области реакторного материаловедения и может быть применено для реакторных испытаний конструкционных материалов ядерных реакторов. Изготавливают образец из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, один из которых полностью или частично находится внутри другого, создают давление газа в полости между элементами, герметизируют, размещают в ядерном реакторе и облучают. Технический результат - повышение информативности и достоверности результатов изменения свойств реакторных материалов при облучении в реакторе при различных типах напряженно-деформированного состояния. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх