Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к водо-водяным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе заключается в том, что системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности, в одной или более петлях создают слабую неравномерность в распределении индикатора, который играет роль температурного индикатора до входа в реактор, а в активной зоне - нейтронно-поглощающего индикатора. При этом используют комплекс штатных систем нейтронного и температурного мониторинга на участках циркуляционного контура: до входа в реактор и активную зону, в активной зоне и до выхода из реактора. Для исключения искажений и флуктуации зарегистрированных сигналов применяют обработку малых возмущений сигналов систем мониторинга. Технический результат - возможность проведения исследования непосредственно в процессе нормальной эксплуатации реактора или при вводе его в эксплуатацию. 20 ил.

 

Область техники

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно - к реакторным установкам водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах.

Уровень техники

Знание характеристик перемешивания теплоносителя в ядерном реакторе важно для безопасности. Оно исследуется экспериментально на стендах и действующих реакторах. Измерения на стендах позволяют исследовать различные аспекты и сценарии, однако они затратны и оставляют проблему применимости для натурных энергоблоков. Расчетно-теоретические исследования с использованием современных кодов типа CFD обладают широкими возможностями в перспективе, но они также затратны и требуют верификации по экспериментальным данным. Экспериментальные исследования, проводимые на действующих энергетических ядерных реакторах носят, прежде всего, характер испытаний и подтверждения проектных характеристик систем и оборудования. Вместе с тем, для решения актуальных задач повышения безопасности и конкурентоспособности ядерной энергетики, необходимо модифицировать и расширять эти исследования, направленные на перспективу. Имеются естественные ограничения для таких экспериментальных исследований на действующих коммерческих реакторах: (1) их следует проводить только в относительно узких диапазонах изменения параметров, допускаемых технологическим регламентом безопасной эксплуатации; (2) по возможности следует использовать только штатные системы для создания неравномерности распределения индикатора и ее регистрации; (3) следует минимизировать или полностью исключать потери коэффициента использования установленной мощности АЭС из-за проведения самого эксперимента или из-за его потенциально негативного влияния на эксплуатацию. При соблюдении этих ограничений, исследования на натурном объекте являются наименее затратными и наиболее представительными и предпочтительными.

Известен способ [1, 2] экспериментального исследования межпетлевого перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе путем создания разности температур (индикатор ДТ) между петлями и соответственно «температурного пятна» в активной зоне при работе на низкой мощности или в подкритическом состоянии. Образование «температурного пятна» обеспечивалось изменением условий работы одного парогенератора, например, закрытием отсечного устройства по пару и отключением подачи питательной воды на мощности около 10% Nном [1] либо кратковременным расхолаживанием парогенератора в подкритическом состоянии [2]. Регистрация «температурного пятна» проводилась системой термодатчиков на выходе из тепловыделяющих сборок в активной зоне. Недостатком известного способа является диссипация индикатора ΔТ при теплообмене с элементами конструкции и остальными парогенераторами, что существенно искажает исследуемые параметры - коэффициенты перемешивания и угловое смещение потока теплоносителя перед активной зоной. Имеет место инерционность процесса разогрева-расхолаживания парогенератора, что является недостатком способа, т.к. параметры перемешивания важны и для быстрых процессов. Процесс исследования может занимать до нескольких десятков часов времени, что также является недостатком известного способа.

Раскрытие изобретения

Задачей изобретения является повышение точности и достоверности исследований перемешивания, проводимых с помощью штатных технических средств, применимое для всех энергоблоков реакторов ВВЭР при их эксплуатации на любом уровне мощности от минимального контролируемого уровня (МКУ) до 100% Nном, в любой момент кампании реактора, непосредственно в процессе нормальной эксплуатации (или при вводе в эксплуатацию), и без снижения коэффициента использования установленной мощности.

Техническим результатом изобретения является получение данных, позволяющих оценить характеристики перемешивания теплоносителя в комплексе - на всех важных участках циркуляционного контура (внутри реактора - до входа в активную зону, в активной зоне и до выхода из реактора, а также в главном циркуляционном трубопроводе (ГЦТ) перед входом в реактор).

Техническим результатом изобретения является также получение данных для верификации и настройки связанных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетных программ, позволяющих моделировать пространственную кинетику нейтронов и реальное перемешивание теплоносителя.

Суммарным техническим результатом изобретения является выявление дополнительных запасов по проектным критериям безопасности в ядерных реакторах ВВЭР, которые могут быть конвертированы в экономический выигрыш, посредством снижения утечки нейтронов и/или повышения мощности реакторов, без ухудшения их безопасности.

Поставленная задача решается способом исследования перемешивания теплоносителя, который отличается тем, что системой аварийного ввода бора создают неравномерность в распределении индикатора в активной зоне реактора. Роль индикатора в действующих реакторах типа ВВЭР играет холодный (~20-40°C) раствор борной кислоты высокой концентрации (~40 г/кг), который подается в холодную нитку одной (или более) циркуляционной петли реактора. До входа в реактор индикатор играет роль температурного индикатора, и его регистрация вблизи от точки впрыска (~1-3 м) проводится штатными термодатчиками (ТС), размещенными по периметру ГЦТ в холодных нитках петель, что дает возможность оценить особенности характера течения в ГЦТ (вращение, стратификация). Далее, в активной зоне индикатор играет роль нейтронно-поглощающего индикатора. Такой индикатор лишен недостатка диссипации при циркуляции в ГЦТ и прохождении через парогенераторы, присущего известному способу [1, 2]. Неравномерность в распределении нейтронно-поглощающего индикатора вызывает неравномерность в распределении энерговыделения (и, соответственно, подогрева теплоносителя) в активной зоне реактора, для регистрации которой используется комплекс из четырех независимых разнопринцпных штатных систем нейтронного и температурного мониторинга. Это нейтронные детекторы - датчики прямого заряда (ДПЗ) в каналах ТВС и ионизационные камеры (ИК) системы АКНП вокруг реактора, а также термопары (ТП) в каналах ТВС и термодатчики (ТС) в горячих нитках петель.

На основе качественного и количественного совпадения сигналов указанных четырех систем мониторинга, с высокой степенью достоверности оцениваются интегральные коэффициенты межпетлевого перемешивания - доли расхода каждой петли, попадающие после каждого оборота теплоносителя в эту и остальные петли, Так же оценивается и угловое смещение потока теплоносителя на входе в активную зону. Так же оцениваются в первом приближении и локальные коэффициенты перемешивания - доли расхода теплоносителя каждой петли, попадающие в каждую ТВС активной зоны. Именно этим интегральным и локальным долям пропорциональны возмущения в распределении нейтронно-поглощающего индикатора, регистрируемые через возмущения в распределении энерговыделения. То есть из распределения возмущения энерговыделения или подогрева непосредственно оцениваются интегральные и локальные коэффициенты перемешивания теплоносителя. Погрешность таких оценок зависит от количества нейтронных и температурных датчиков, имеющихся в разных проектах ВВЭР, от производительности насосов, создающих неравномерность, от величины искажений, (которые можно минимизировать) и некоторых других причин.

Анализ сигналов нейтронных датчиков прямого заряда (ДПЗ) по высоте активной зоны полезен для оценки перемешивания теплоносителя при движении в активной зоне. Размывание «борного» и «безборного» пятен за счет поперечного межкассетного турбулентного обмена может быть причиной снижения неравномерности энерговыделения при движении от нижнего слоя к верхнему. Количественная оценка этого поперечного обмена может быть сделана при последующей численной реконструкции распределения концентрации нейтронно-поглощающего индикатора по системному коду.

Признаком изобретения является создание слабой неравномерности в распределении индикатора, что существенно для проведения исследования непосредственно в процессе нормальной эксплуатации, без каких-либо затрат по времени и без потерь коэффициента использования установленной мощности.

На низких мощностях этот метод ограниченно применим - работает только система АКНП (ИК). На более высоких мощностях добавляются сигналы температурных датчиков, а выше 35% Nном добавляются сигналы ДПЗ (повысотные слои в активной зоне). Наибольшие возможности метода возможны при испытаниях от 35 до 100% номинальной мощности.

Изобретение характеризуется тем, что штатная система безопасности - система аварийного ввода бора высокого давления [3], содержащая несколько независимых каналов, с насосами небольшой постоянной производительности ~6-15 т/ч каждый (зависит от конкретного проекта реактора), и имеющая назначение заглушить реактор при возникновении сверх-проектных аварий, применяется как новое средство для исследования перемешивания теплоносителя.

Изобретение характеризуется также тем, что применяется специальная компьютерная обработка (нормализация) слабых возмущений в распределении энерговыделения, которые созданы низкопроизводительной системой аварийного ввода бора, позволяющая отфильтровать искажающие шумы и флуктуации и выявить четкие отклики всех штатных систем нейтронного и температурного мониторинга.

Краткое описание чертежей

Сущность изобретения поясняется рисунками, на которых представлены:

фиг.1 - пример схемы размещения активной зоны, циркуляционных петель (Loop 1-4) и шести ионизационных камер рабочего диапазона мощности (IK 1, 4, 6, 8, 12, 15) вокруг активной зоны, относительно осей реактора ВВЭР-1000. Оси реактора делят активную зону на четыре квадранта, примыкающих к циркуляционным петлям с соответствующими номерами;

фиг.2 - схема размещения 54 каналов нейтронных измерений и температуры (КНИТ) в ТВС активной зоны АЭС Бушер. Указано разбиение активной зоны с нумерацией ТВС по шести секторам симметрии 60°. Каналы КНИТ имеют термопары на входе и выходе из ТВС, также 7 нейтронных детекторов прямого заряда (ДПЗ), размещенных по высоте ТВС;

фиг.3 - схема размещения 64 каналов нейтронных измерений с ДПЗ (по 7 шт.по высоте) и 95 термопар на выходе из ТВС активной зоны большинства действующих реакторов ВВЭР-1000;

фиг.4 - пример схемы размещения патрубков на главных циркуляционных трубопроводах (ГЦТ), в которые вводится индикатор насосами аварийного ввода бора высокого давления (В2 на холодных нитках циркуляционных петель), а также шести расположенных по периметру ГЦТ термодатчиков (ТС15-20) в холодных нитках и шести расположенных по периметру ГЦТ термодатчиков в горячих нитках циркуляционных петель;

фиг.5 - типичное изменение мощности реактора по шести ионизационным камерам (IK 1, 4, 6, 8, 12, 15 (фиг.1) с периодом регистрации dt=1c) в процессе исследования перемешивания, на примере поочередной работы насосов аварийного ввода бора высокого давления (TW1 и TW3) на петли 1 и 3. Видно, что работа насоса аварийного ввода бора вносит относительно слабое возмущение, которое к тому же искажается флуктуациями и нестационарным отравлением;

фиг.6 - типичное изменение отклонения сигналов систем мониторинга от своих усредненных по всем датчикам значений (Dev, отн.%), на примере измерения мощности реактора по шести ионизационным камерам (фиг.5). Наибольшие отклонения со знаком «минус» в энерговыделении или подогреве теплоносителя характеризуют наличие «борного» пятна, т.е. фрагмента активной зоны, куда напрямую попадает максимальная доля теплоносителя из петли, с работающим насосом TW. Напротив, наибольшие отклонения со знаком «плюс» характеризуют наличие «безборного» пятна, т.е. фрагмента активной зоны, куда напрямую не попадает теплоноситель из петли, с работающим насосом TW. Видно, что работа насоса аварийного ввода бора вносит относительно слабое возмущение в сигналы, искажаемые флуктуациями, изменением мощности и сопутствующим ему нестационарным отравлением. Такая информация требует обработки для исключения искажений;

фиг.7 - типичная экспериментальная информация после специальной обработки (нормализации) малых возмущений с устранением искажений в распределении нейтронного потока (энерговыделения) и подогрева теплоносителя в активной зоне представлена на примере поочередной работы насосов TW1 и TW3 на петли 1 и 3. Приведено сравнение сигналов датчиков по трем независимым системам, работающим на различных принципах действия - KV (на основе сигналов ДПЗ - фиг.2, 3), DT (на основе сигналов термопар - фиг.2, 3) и ионизационных камер (фиг.1). При этом сигналы KV и DT суммировались по пятнам (на рисунках обозначены как Spot_IKi, i=1, 6, 12, 4, 8, 15), содержащим по 14 ТВС, расположенных в периферийных рядах активной зоны вблизи соответствующей i-той ионизационной камеры (фиг.1). Фиг.7 состоит из трех составляющих ее рисунков, на которых представлены изменения нормализованных отклонений (Dev_N, отн.%) сигналов систем мониторинга от своих усредненных значений для трех систем мониторинга. Сравнение трех рисунков обнаруживает хорошее качественное и количественное соответствие по пространственным распределениям и зависимости от времени. Отличия в поведение от времени характеризуются в частности инерционностью конкретной системы мониторинга;

фиг.8 - экспериментальная информация, аналогичная фиг.7, но относящаяся к поочередной работе насосов TW2 и TW4 на петли 2 и 4 с аналогичными выводами;

фиг.9 - типичная экспериментальная нормализованная информация представлена на примере поочередной работы насосов TW1-3. Приведено сравнение сигналов датчиков по двум независимым системам, работающим на различных принципах действия - KV (верхний рисунок для входа в активную зону - слой 1 (L1) и средний рисунок для выхода из активной зоны - слой 16 (L16)) и термодатчиков после выхода из реактора (нижний рисунок) в четырех горячих нитках (Hot Legj, j=1, …, 4), усредненных по шести азимутальным термодатчикам в каждой горячей нитке (фиг.4). При этом сигналы KV суммировались по квадрантам (Quadj, j=1, …, 4) активной зоны, прилегающим к своим петлям (фиг.1). Сравнение рисунков обнаруживает хорошее качественное и количественное соответствие по пространственным распределениям и зависимости от времени.

Из сравнения верхнего и среднего рисунков фиг.9 видно заметное снижение неравномерности при движении от нижнего слоя L1 к верхнему L16, что, по-видимому, свидетельствует о размывании «борного» и «безборного» пятен за счет поперечного межкассетного турбулентного обмена;

фиг.10 - экспериментальная информация, аналогичная фиг.9, но относящаяся к поочередной работе насосов TW2-4 с аналогичными выводами;

фиг.11 - распределение в активной зоне локальных коэффициентов перемешивания - долей расхода теплоносителя каждой петли, попадающие в каждую ТВС приведено на трех рисунках, составляющих фиг.11. Информация получена на базе нейтронных сигналов ДПЗ (KV) для установившегося распределения коэффициентов перемешивания при работе насоса TW1 непосредственно перед его отключением. Распределение этих коэффициентов плавное, и их нормированные значения изменяются от 0 до 2,3 (в сумме равны 163). «Борное пятно» (окрашено белым цветом) состоит из ТВС, в которые попадает максимальная доля бора из петли 1. Соответственно «безборное пятно» (окрашено черным цветом) состоит из ТВС, в которые попадает минимальная доля бора. Угловое смещение (закрутка) потока теплоносителя перед активной зоной при работе насоса TW1 приблизительно оценивается по смещению оси «борного пятна» по отношению к оси петли 1 (фиг.1). Интегральные коэффициенты межпетлевого перемешивания, т.е. распределение относительных долей расхода петли по четырем петлям, соответствуют суммам по соответствующим квадрантам активной зоны (фиг.1) нейтронных сигналов ДПЗ (KV) и суммам локальных коэффициентов перемешивания. Интегральные коэффициенты межпетлевого перемешивания согласуются также с сигналами термодатчиков в четырех горячих нитках (фиг.9 и 10);

фиг.12 - экспериментальная информация, отличающаяся от фиг.11 тем, что она получена на базе температурных сигналов термопар DT. Фиг.12 хорошо согласуется с фиг.11 по расположению «борного» и «безборного» пятен в активной зоне;

фиг.13 - отличается от фиг.11 тем, что она относится к работе насоса TW3 непосредственно перед его отключением;

фиг.14 - отличается от фиг.11 тем, что она относится к работе насоса TW2 непосредственно перед его отключением;

фиг.15 - отличается от фиг.11 тем, что она относится к работе насоса TW4 непосредственно перед его отключением;

фиг.16 - отличается от фиг.15 тем, что она получена на базе температурных сигналов термопар DT;

фиг.17 - нормализованные сигналы шести азимутально расположенных по периметру ГЦТ термодатчиков (ТС15-20, см. фиг.4) в холодной нитке петли 1 (ColdLegl) при поочередной работе насосов TW1 и TW3 на петли 1 и 3. Видно, что основная часть холодной струи теплоносителя из точки ее впрыска в ГЦТ (патрубка В2 на фиг.4) попадает на датчик ТС15, размещенный в 1,8 м от точки впрыска и с поворотом на 120° ПЧС (если смотреть на реактор). Небольшая часть холодной струи попадает на датчик ТС20, размещенный в 1,45 м от точки впрыска и с поворотом на 30° ПЧС. Еще меньшие доли попадают на датчики ТС17, 18 (фиг.4). Анализируя такие параметры как скорость и температуру впрыска, скорость теплоносителя и его температуру в ГЦТ, а также сигналы датчиков и их размещение, можно заключить, что на данном участке имеется поступательно-вращательное стратифицированное течение теплоносителя, с частотой вращения не менее 1 об/с (ПЧС, если смотреть на реактор). Это свидетельствует в пользу существующей гипотезы о том, что в ГЦТ имеет место поступательно-вращательное течение, вызванное вращением в том же направлении (ПЧС) лопаток ГЦН;

фиг.18 - то же, что и на фиг.17, но для петли 3 (ColdLeg3). В отличие от петли 1 (фиг.17) здесь имеет место большее отклонение (амплитуда) сигнала датчика ТС15. Это можно объяснить меньшей степенью локальной турбулизации холодного ядра, попадающего на ТС15, что подтверждают также и меньшие доли (чем на фиг.17), попадающие на соседние с ним датчики;

фиг.19 - то же, что и на фиг.18, но для петли 2 (ColdLeg2). Здесь имеет место еще большее отклонение (амплитуда) сигнала датчика ТС15 и соответственно еще меньшие доли холодной струи, попадающие на соседние с ним датчики;

фиг.20 - то же, что и на фиг.17, но для петли 4 (ColdLeg4), с близкой к фиг.17 степенью турбулентного перемешивания.

Осуществление изобретения

Одним из наиболее опасных проектных реактивностных аварий является разрыв паропровода парогенератора (ПГ). В этом ПГ резко снижается давление, а в соответствующей петле резко снижается температура. Это приводит к увеличению энерговыделения в активной зоне, особенно в прилегающем к аварийной петле секторе, а при усугубляющих дополнительных отказах (например, отказе срабатывания аварийной защиты) - может привести к тяжелому повреждению активной зоны. Наличие перемешивания теплоносителя на участке перед активной зоной и на последующих участках до выхода из реактора, позволяет исключить такие последствия. За один проход по циркуляционному тракту реактора каждый из петлевых потоков обменивается определенной массой теплоносителя с соседними петлевыми потоками вследствие турбулентного перемешивания на их границах, но главным образом за счет углового смещения (закрутки). Количество теплоносителя от каждой петли, попадающее в нее же и в соседние петли, характеризуется величинами коэффициентов межпетлевого перемешивания. Эксперименты по определению коэффициентов перемешивания проводились как на модели реактора в масштабе 1:5, так и во время пуско-наладочных испытаний на этапах горячей обкатки и освоения мощности на ряде действующих энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000, начиная с 5 блока Ново-Воронежской АЭС в 1979 г., до 1 блока АЭС Бушер в 2011 г. Измерения на действующих энергоблоках проводились известным способом [1, 2].

Предлагаемый способ лишен недостатков, присущих известным способам и имеет перед ними ряд преимуществ. 26.04.2012 г. было проведено первое тестовое испытание предлагаемого способа на 1 блоке АЭС Бушер, которое продемонстрировало его реальную осуществимость и эффективность.

Основные варианты осуществления изобретения:

1. В теплоносителе действующего ядерного реактора системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности, в одной или более петель создают слабую неравномерность в распределении индикатора, который играет роль температурного индикатора до входа в реактор, а в активной зоне - нейтронно-поглощающего индикатора, при этом используют весь комплекс штатных систем нейтронного и температурного мониторинга на всех важных участках циркуляционного контура, а для исключения искажений и флуктуации зарегистрированных сигналов применяют специальную обработку малых возмущений сигналов систем мониторинга. Наибольшие возможности метода возможны при испытаниях от 35 до 100% номинальной мощности.

Насосы системы аварийного ввода бора включаются и выключатся последовательно с возможными выдержками по времени до достижения выравнивания распределения индикатора (после выключения насоса) или до достижения установившегося неравномерного распределения индикатора (после включения насоса).

Для исключения искажений и флуктуации зарегистрированных системами мониторинга сигналов применяют специальную обработку малых возмущений в распределении нейтронного потока (энерговыделения) и подогрева теплоносителя в активной зоне. Эта обработка заключается в общих чертах в следующем:

- в каждый момент времени вычисляются отклонения сигналов отдельных датчиков от среднего значения по всему массиву датчиков;

- массивы полученных сигналов усредняются по увеличенным интервалам времени, например dt=35 с;

- вводятся специальные поправки для устранения эффектов уклона, связанных с искажениями мощности и нестационарным отравлением.

Этот вариант применения способа сам по себе сопровождается снижением мощности при испытаниях, что дает искажения за счет перераспределения энерговыделения, в том числе из-за нестационарного отравления ксеноном.

Возможность реализации предлагаемого способа подтверждена испытаниями на АЭС Бушер, основные результаты которого представлены на фиг.1-фиг.20.

Из фиг.1 видно, что отличие по азимутальному расположению петель 1 и 3 от петель 2 и 4 приводит к отличиям по угловому смещению потоков теплоносителя и коэффициентам перемешивания.

На АЭС Бушер сделаны измерения по обоим способам, что облегчает их сравнение.

Известый способ [1, 2] дает коэффициенты межпетлевого перемешивания, т.е. распределение относительных долей расхода петли по четырем петлям (в направлении ПрЧС) для петель 1 и 3 (доли по петлям) 64, 25, 7 и 4% и угол закрутки около 20° ПрЧС. Для петель 2 и 4 старый способ дает доли по петлям 64, 27, 5 и 4% и угол закрутки около 0°.

Новый заявляемый способ оценки параметров перемешивания на базе сигналов ДПЗ (KV) для петель 1 и 3 дает доли по петлям 40-41, 38-39, 13-14 и 7-8% и угол закрутки - 48-54° ПрЧС. Для петель 2 и 4 новый способ дает доли по петлям 34-36, 41-42, 17-18 и 6% и угол закрутки 26-32° ПрЧС. Новый способ оценки параметров перемешивания на базе сигналов термопар (подогревов) показывает близкие параметры перемешивания.

Таким образом, новый способ дает примерно на 30° большие углы закрутки ПрЧС, чем старый способ. Новый способ дает также на 13-15 абс.% (или на 52-55 отн.%) более высокие доли расхода теплоносителя, поступающие из каждой петли в ближайшую (соседнюю по направлению ПрЧС) петлю: 38-39 абс.% против 25 абс.% (для петель 1 и 3) и 41-42 абс.% против 27 абс.% (для петель 2 и 4), чем старый способ.

По новому методу оценены и локальные коэффициенты перемешивания - доли расхода каждой петли, попадающие после каждого оборота теплоносителя в каждую из 163 ТВС активной зоны. Распределение этих коэффициентов - плавное, и их нормированные значения изменяются от 0 до 2,2-2,4 (в сумме равны 163).

2. Способ по пункту 1, отличающийся тем, что одновременно с работой насосов аварийного ввода бора, вводят чистый конденсат во все петли, при этом расход чистого конденсата численно подбирают и поддерживают постоянную мощность реактора.

Этот сценарий исследования применим, если подпитка чистым конденсатом подается через общий коллектор во все петли. Подачей чистого конденсата можно только приближенно обеспечить постоянство мощности, но это даст снижение искажений и позволит дольше подавать индикатор насосами аварийного ввода (до полного заполнения им входных патрубков). При этом следует обеспечивать стационарность исходного состояния, что позволит обеспечить меньшие искажения в сравнении с пунктом 1.

3. Способ по пункту 2, отличающийся тем, что чистый конденсат вводят в одну или более петель, отличных от петель (петли), в которые подается индикатор.

Этот сценарий исследования применим только в тех проектах, где можно подавать подпитку чистым конденсатом в отдельные петли. Он полезен для поддержания постоянной мощности (как в пункте 2) и, одновременно, для усиления неравномерности распределения индикатора.

4. Способ по пунктам 1, или 2, или 3, отличающийся тем, что одновременно с работой насосов используют автоматический регулятор мощности и поддерживают постоянную мощность реактора.

Этот сценарий исследования дает наименьшие искажения, особенно для способов, описанных в пунктах 2 и 3.

Относительно малая проектная производительность системы TW создает слабые возмущения в распределении энерговыделения, что позволяет проводить такое исследование с поддержанием постоянной мощности, непосредственно в процессе нормальной эксплуатации (или при вводе в эксплуатацию) на любом стационарном уровне мощности вплоть до 100% Nном.

Промышленная применимость

Наиболее целесообразно предложенные решения использовать для применения на ядерных энергетических водо-водяных реакторах на тепловых нейтронах.

Литература

1. - Безруков Ю.А., Драгунов Ю.Г, Логвинов С.А., Ульяновский В.Н. Исследование перемешивания потоков теплоносителя в корпусе реактора ВВЭР. 13 симпозиум AER по вопросам физики и безопасности ВВЭР. 22-26 сентября, 2003, Дрезден, Германия.

2. - Ю.В. Саунин. Разработка методик комплексных испытаний систем внутриреакторного контроля ВВЭР. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. Мытищи-Нововоронеж, 2010 г.

3. - Машиностроение. Энциклопедия. Раздел IV. Расчет и конструирование машин. Том IV-25. Машиностроение ядерной техники. Книга 2. Под редакцией Е.О. Адамова, В.И. Солонина, К.С. Колесникова, Москва, «Машиностроение», 2005.

Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе, заключающийся в создании неравномерного распределения индикатора в теплоносителе реактора, отличающийся тем, что системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности в одной или более петель создают неравномерность в распределении индикатора, который выполняет функцию температурного индикатора до входа в реактор, а в активной зоне - нейтронно-поглощающего индикатора, при этом используют комплекс штатных систем нейтронного и температурного мониторинга: нейтронные детекторы - датчики прямого заряда, термодатчики и ионизационные камеры, или часть этого комплекса, на участках циркуляционного контура: до входа в реактор и активную зону, в активной зоне и до выхода из реактора, а для исключения искажений и флуктуации зарегистрированных сигналов применяют обработку малых возмущений сигналов систем мониторинга.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Реакторно-лазерная установка с прямой накачкой осколками деления состоит из подкритического лазерного блока с активным веществом (1) и запального импульсного ядерного реактора, окруженного подкритическим лазерным блоком.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к ядерным реакторам для производства изотопов. Реактор содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в интегральных водо-водяных ядерных реакторах. Интегральный водо-водяной ядерный реактор содержит корпус (1) с составной крышкой, состоящей из центральной части (2) и кольцевой периферийной части (3).

Группа изобретений относится к конструктивным элементам активной зоны ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора выполнена с обеспечением возможности расширения содержащегося в ней ядерного топлива.
Изобретение относится к созданию энергетических ядерных реакторов нового поколения на быстрых нейтронах, активная зона которых представляет собой расплавленные смеси хлоридов, содержащих делящиеся изотопы непосредственно контактирующими с жидким теплоносителем -расплавленным свинцом.

Заявленное изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрывная реакция осуществляется путем периодического взрывания заряда внутри прочного герметичного корпуса, принимающего образуемую от взрыва энергию, которую отводят из корпуса для ее дальнейшего использования.

Изобретение относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах. Реактор 1 содержит корпус 7 реактора, вмещающий активную зону 2 и теплоноситель 21; опорную решетку 13 активной зоны и перегородку 6, расположенную на опорной решетке, которая тянется вверх и окружает активную зону 2 с боковой стороны. Между внутренней поверхностью корпуса 7 реактора и перегородкой 6 расположен промежуточный теплообменник 15, сконфигурированный для охлаждения теплоносителя 21 первого контура, и электромагнитный насос 14, сконфигурированный для нагнетания охлажденного теплоносителя 21 первого контура. Нейтронный защитный экран 8, поддерживаемый верхней опорной плитой 29 сверху, расположен ниже электромагнитного насоса 14. Верхняя опорная плита 29 имеет проем 29а. Между выпуском 14b электромагнитного насоса 14 и верхней опорной плитой 29 расположен механизм 17 направления теплоносителя, сконфигурированный для направления нагнетаемого теплоносителя 21 первого контура из электромагнитного насоса 14 к нейтронному защитному экрану через проем 29а верхней опорной плиты 29. Технический результат - повышение герметичности по теплоносителю первого контура и упрощение ремонтопригодности. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 19 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. В качестве топлива стартового загрузки используют нитрид обогащенного урана, в который вводят плутоний в количестве от 2 до 4 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Нитрид обогащенного урана содержит изотоп 15N в количестве не менее 80 процентов от общего количества азота. В каждой последующей загрузке содержание изотопа 15N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30 процентов по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте до массы уран-плутониевого топлива равновесного состава, что позволяет исключить корректировку критической массы топлива в переходный период. 2 ил.

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус, внутри которого помещена разделительная оболочка. В кольцевом пространстве между корпусом и разделительной оболочкой установлены, по меньшей мере, один парогенератор и один насос. Внутри разделительной оболочки находится активная зона, над которой расположен горячий коллектор, сообщающийся с парогенератором в его средней по высоте части для разделения потока жидкометаллического теплоносителя на восходящий и нисходящий потоки, или горячий коллектор выполнен сообщающимся с парогенератором в верхней его части для организации противоточного режима теплообмена. Под крышкой реактора расположен верхний горизонтальный холодный коллектор со свободным уровнем теплоносителя, а под парогенератором - нижний сборный коллектор, сообщающийся с верхним холодным коллектором. Вход насоса соединен с верхним холодным коллектором, а выход насоса - с нижним кольцевым напорным коллектором, причем коллекторы разделены горизонтальной перегородкой, причем нижний кольцевой напорный коллектор сообщен с раздаточным коллектором активной зоны. Технический результат - улучшение эксплуатационных характеристик реактора. 2 н. и 25 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к ядерным реакторам, и может быть использовано для получения тепловой, электрической энергии, для сжигания трансурановых нуклидов, а также для получения ядерного топлива и радиоактивных препаратов. Реакторная установка содержит реактор, в корпусе которого размещена активная зона. Контур охлаждения включает теплообменник, связанный с линией циркуляции хладагента, а также связанную с активной зоной емкость для аварийного сброса топливного раствора. Активная зона реактора образована в его корпусе в виде двух полостей, разделенных установленной в корпусе перегородкой. Полости сообщаются друг с другом в нижней части корпуса реактора посредством щели, образованной между нижним срезом перегородки и дном корпуса, и в верхней части посредством трубопроводов, в каждом из которых установлен циркуляционный насос. Установка оснащена как минимум одной емкостью, размещенной в одной из активных зон и связанной с теплообменником контура охлаждения активной зоны. Технический результат - непрерывный цикл установки, нахождение радиоактивных веществ внутри корпуса. 3 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к энергетическим реакторам. Предложено техническое решение для создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов, в которых компенсация реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на участок активной зоны со «свежим» топливом. Активная зона реактора размещается в горизонтальном корпусе реактора по всей его длине. Перемещаемый отражатель нейтронов охватывает корпус реактора сверху и с боков вне корпуса реактора и, тем самым, охватывает участок активной зоны, находящийся в корпусе реактора, на котором обеспечивается цепная управляемая реакция деления и энерговыделения. Под корпусом реактора размещается стационарный нижний отражатель. Теплоноситель прокачивается в корпусе реактора вдоль активной зоны. В процессе эксплуатации при снижении запаса реактивности в области энерговыделения перемещаемый отражатель перемещается на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлекает «свежее» топливо в процесс энерговыделения. Технический результат - бесперегрузочная многолетняя кампания топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, упрощение конструкции активной зоны, снижение веса корпуса реактора, избавление от поглотителей нейтронов на участке энерговыделения и потерь нейтронов на торцах области энерговыделения, отказ от процедур обслуживания и хранилищ «свежего» и отработанного топлива. 2 н.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрыв осуществляется путем подрыва заряда внутри массивного металлического тела, размещенного в прочном корпусе. В результате взрыва энергия взрыва заряда расплавляет это тело, а теплота расплавленного металла утилизируется. После охлаждения расплава после первого взрыва заряда последовательные взрывы следующих зарядов осуществляются при соответствующем охлаждении расплава с размещением заряда внутри этого расплава. В одном из вариантов осуществления заявленного способа до осуществления первого подрыва взрывного устройства внутреннее пространство прочного корпуса заполняется через соответствующий канал расплавом металла, внутри которого осуществляются все остальные предусмотренные операции после заглушки этого канала. Техническим результатом является возможность уменьшения габаритов используемой установки и повышение радиационной безопасности. 8 ил.

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. Совокупность активной зоны, отражателя и бланкета представляет собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. Это позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора, подвергающейся интенсивному нейтронному облучению, конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах. 4 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области эксплуатации канальных ядерных реакторов, касается, в частности, крышки коллектора парогазовой смеси, содержащей гелий, и может быть использована при выполнении работ по контролю и восстановлению телескопических соединений трактов технологических каналов, а также в нефтегазовой, химической и других отраслях промышленности. Технический результат - оперативность проникновения в реакторное пространство, возможность многократного вскрытия и восстановления плотного гелиевого шва, сокращение трудоемкости демонтажа и обратной сборки крышки, снижение поглощенной дозы облучения персоналом. Быстросъемная крышка коллектора парогазовой смеси канального ядерного реактора включает траверсу, кольцеобразное основание и заглушку, к вертикальным отбортовкам которых приварены тонкостенные юбки с ориентированным расположением волокон проката. Юбки выполнены в виде обратных усеченных конусов с сопрягающимися поверхностями и соединены между собой сварным швом по торцевым поверхностям. Траверса снабжена узлами крепления к горизонтальной отбортовке основания и заглушке. 3 ил.
Изобретение относится к лазерной технике и технике формирования пучков заряженных частиц и генерации потоков электромагнитного излучения. Изобретение может использоваться, в частности, для разработки и получения источников импульсного (когерентного) электромагнитного ионизирующего излучения в гамма- и рентгеновском диапазонах спектра. Исходный оптический импульс мощного фемтосекундного источника лазерного излучения фокусируется в вакуумном объеме с помощью системы фокусировки на газообразной мишени-конвертере, выполненной, например, в виде газовой струи. Варьированием параметров мощного фемтосекундного источника лазерного излучения и системы фокусировки достигается требуемая интенсивность лазерного импульса для эффективной генерации потока электронов. Поток электронов от мишени-конвертора проходит через селектор-концентратор, в котором выделяют поток электронов с энергиями, достаточными для возбуждения ядерных состояний, и фокусируют на мишени, содержащей ядра возбуждаемого изотопа. Далее излучение, образующееся при распаде возбужденных ядерных состояний, поступает на устройство регистрации. 2 н. и 3 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора. Опорная решетка сформирована из множества ортогонально скомпонованных полос в конфигурации многоместной тары с гнездами с уголковыми задней и/или передней кромками, которые предназначены для нарушения взаимосвязи вихрей, сходящих с кромок полос решетки изменением фазы вихрей. Технический результат - снижение вероятности резонансной вибрации полос. 2 н. и 33 з.п. ф-лы, 13 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к водо-водяным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе заключается в том, что системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности, в одной или более петлях создают слабую неравномерность в распределении индикатора, который играет роль температурного индикатора до входа в реактор, а в активной зоне - нейтронно-поглощающего индикатора. При этом используют комплекс штатных систем нейтронного и температурного мониторинга на участках циркуляционного контура: до входа в реактор и активную зону, в активной зоне и до выхода из реактора. Для исключения искажений и флуктуации зарегистрированных сигналов применяют обработку малых возмущений сигналов систем мониторинга. Технический результат - возможность проведения исследования непосредственно в процессе нормальной эксплуатации реактора или при вводе его в эксплуатацию. 20 ил.

Наверх