Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны



Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны
Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны
Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны
Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны

 


Владельцы патента RU 2508571:

Вестингхаус Электрик Компани ЭлЭлСи (US)

Изобретение относится к способам диагностики активной зоны ядерного реактора. В способе тестирования подкритических физических свойств активной зоны используется ванадиевый самоприводной контрольно-измерительный прибор активной зоны в канальной сборке для измерения распределения мощности. Это позволяет убедиться в соответствии распределения расчетному. Сигналы, полученные от детекторных элементов активной зоны, суммируют, пока относительная погрешность не меньше заданного уровня. Затем измеренное распределение мощности сравнивается с расчетным распределением мощности для данного положения стержня или перепада температур. Если измеренное распределение мощности находится в пределах указанной погрешности к расчетному распределению мощности, то ожидается, что активная зона будет вести себя так, как предсказано. Технический результат - повышение безопасности процесса вывода реактора на рабочую мощность. 7 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Уровень техники

1. Область техники, к которой относится изобретение

Данное изобретение, главным образом, относится к тестированию подкритических физических свойств легководяного реактора и, в частности, к тестированию физических свойств реактора с водой под давлением после запуска.

2. Описание известного уровня техники

Основная сторона систем производства мощности ядерного реактора, которые охлаждаются водой под давлением и состоят из замкнутого цикла, который изолирован, и, с другой стороны, из отношений теплообмена для производства полезной энергии. Основная сторона корпуса ядерного реактора включает внутреннюю структуру активной зоны, которая поддерживает множество тепловыделяющих сборок, содержащих ядерное топливо, основную петлю в пределах паровых генераторов теплообмена, внутренний объем компенсатора давления, насосы и трубы для циркуляции воды под давлением и трубы, независимо соединяющие каждый из паровых генераторов и насосов с корпусом ядерного реактора. Каждая из частей основной стороны состоит из парового генератора, насоса и системы труб, которые связаны с корпусом, формирующих контур основной стороны.

С целью иллюстрации фигура 1 изображает упрощенную основную систему ядерного реактора, включающую, как правило, цилиндрическую камеру высокого давления 10, имеющую крышку корпуса 12, включающую активную зону 14. Жидкий реакторный теплоноситель, такой как вода, закачивается в корпус 10 насосом 16 через активную зону 14, где тепловая энергия поглощается и освобождается к теплообменнику 18, типично называемому паровым генератором, в котором высокая температура передается петле использования (не показана), такой как паровой турбинный генератор. Реакторный теплоноситель возвращается к насосу 16, завершая основной контур. Как правило, множество вышеописанных контуров связано с единственным корпусом ядерного реактора 10 реакторным хладагентом, перекачиваемым по трубам 20.

Примерное устройство реактора показано более подробно на фигуре 2. В дополнение к активной зоне 14, состоящей из множества параллельных, вертикальных, совместно простирающихся топливных сборок 22, с целью описания, другие внутренние структуры корпуса могут быть разделены на нижние внутрикорпусные устройства 24 и верхние внутрикорпусные устройства 26. В обычных проектах нижние внутрикорпусные устройства функционируют, чтобы поддержать, выровнять и ввести компоненты активной зоны и контрольно-измерительные приборы, а также направлять поток в пределах корпуса. Верхние внутрикорпусные устройства ограничивают или предоставляют вторичное ограничение топливным сборкам 22 (для простоты только две из которых показаны на фигуре) и поддерживают и направляют контрольно-измерительные устройства и компоненты, такие как регулирующие стержни 28. В примерном реакторе, показанном на фигуре 2, теплоноситель входит в корпус ядерного реактора 10 по одному или более входному патрубку 30, протекает вниз через кольцевое пространство между корпусом и активной зоной 32, поворачивается на 180° на нижней камере смешения 34, проходит вверх через нижнюю опорную плиту 37 и нижнюю плиту активной зоны 36, на которых усажены топливные сборки 22. Топливные сборки ограничены верхними внутрикорпусными устройствами, включая круглую верхнюю плиту активной зоны 40. Теплоноситель, выходящий из активной зоны 14, течет вдоль нижней стороны верхней плиты активной зоны 40 и вверх через множество отверстий 42. Затем теплоноситель течет вверх и радиально к одному или более входному патрубку 44.

Верхние внутрикорпусные устройства 26 могут поддерживаться корпусом или крышкой корпуса и включают верхние сборки поддержки 46. Нагрузки передаются между верхними сборками поддержки 46 и верхней плитой активной зоны 40, прежде всего множеством колонн поддержки 48. Колонна поддержки устанавливается над отобранной топливной сборкой 22 и отверстием 42 в верхней плите активной зоны 40.

Прямолинейно подвижные регулирующие стержни 28, как правило, включают подвижную штангу 50 и крестовую сборку 52 стержней нейтронного яда, которые управляются через верхние внутрикорпусные устройства 26 и установленные топливные сборки 22 направляющими трубами регулирующих стержней 54. Направляющие трубы соединены между верхней сборкой поддержки 46 и верхней плитой активной зоны 40.

Фигура 3 представляет вертикальную проекцию, представленную вертикальную сокращенную форму топливной сборки, обычно имеющую справочный характер 22. Топливные сборки 22 являются типом, используемым в реакторе с водой под давлением, и имеют структурный скелет, который на нижнем уровне включает хвостовик тепловыделяющей сборки 58. Хвостовик тепловыделяющей сборки 58 поддерживает топливные сборки 22 на нижней плите поддержки активной зоны 60 в области активной зоны ядерного реактора (нижняя плита поддержки активной зоны 60, показанная на фигуре 3, представлена для справки 36 на фигуре 2). В дополнение к хвостовику тепловыделяющей сборки 58 структурный скелет топливной сборки 22 также включает головку тепловыделяющей сборки 62 в его верхнем конце и множество направляющих труб или каналов 84, которые простираются в длину между хвостовиком и головкой тепловыделяющей сборки 58 и 62 и в противоположных концах твердо присоединены к нему.

Топливные сборки 22 дополнительно включают множество поперечных решеток 64 в осевом направлении, расположенных вдоль и установленных на направляющие каналы 84 (также называемые направляющими трубами) и организованное множество удлиненных топливных стержней 66, расположенных поперек и поддерживаемых решетками 64. Хотя этого не видно из фигуры 3, решетки 64 традиционно формируются из ортогональных ремней, которые чередуются решетчатым рисунком со смежным интерфейсом четырех ремней, определяющих приблизительно квадратные ячейки поддержки, через которые топливные стержни 66 поддерживаются поперечно расположенными отношениями друг с другом. В большинстве обычных проектов пружины и впадины отпечатаны в противостоящей стене ремней, которые формируют ячейки поддержки. Пружины и впадины простираются радиально в клетках поддержки и захватывают топливные стержни; подается давление на оболочку топливного стержня, чтобы удержать стержни в положении. Кроме того, сборка 22 имеет трубу контрольно-измерительного прибора 68, расположенную в центре, которая простирается между и установлена или проходит через хвостовик и головку тепловыделяющей сборки 58 и 62. Описанное проиллюстрировано на фигуре 3.

Каждый топливный стержень 66 включает множество таблеток ядерного топлива 70 и закрыт с противоположных сторон верхними и нижними пробками 72 и 74. Таблетки 70 поддерживаются в кладке с помощью пружины смешения 76, расположенной между верхней пробкой 72 и верхом кладки таблетки. Таблетки топлива 70, состоящие из делящегося вещества, ответственны за создание реактивной мощности реактора. Оболочка, которая окружает таблетку, работает как барьер, чтобы препятствовать тому, чтобы побочные продукты расщепления проникали в теплоноситель и загрязняли систему реактора.

Чтобы управлять процессом деления, несколько регулирующих стержней 78 совместно подвижны в направляющем канале 84, расположенном в предопределенных положениях топливной сборки 22. Определенно, механизм регулирования стержнями кластерного типа 80, помещенный над головкой тепловыделяющей сборки 62, поддерживает регулирующие стержни 78. Механизм управления имеет внутренне переплетенную втулку 82 с множеством радиально простирающихся зазубрин или плеч 52. Каждое плечо 52 связано с регулирующими стержнями 78 таким образом, что механизм управления 80 может перемещать регулирующие стержни вертикально в направляющем канале 84, чтобы, таким образом, управлять процессом деления в топливной сборке 22 с помощью мощности двигателя ведущих валов регулирующего стержня 50, который соединен с втулкой регулирующих стержней 82 известным способом.

В такой системе производства мощности реактора с водой под давлением тепло вырабатывается в пределах активной зоны корпуса реактора цепной ядерной реакцией деления, происходящей во множестве топливных стержней, поддерживаемых в активной зоне. Как было упомянуто ранее, топливные стержни поддерживаются в пространственных отношениях в топливных сборках, и пространство между топливными стержнями формирует каналы теплоносителя, через которые течет боросодержащая вода. Водород в воде охлаждающей жидкости замедляет нейтроны, испускаемые обогащенным ураном в топливе, чтобы увеличить число ядерных реакций и, таким образом, увеличить эффективность процесса. Направляющие каналы регулирующего стержня, которые вставлены в топливные сборки вместо топливного стержня, служащего для введения регулирующих стержней, которые могут быть вставлены или извлечены из активной зоны. Когда они вставлены, регулирующие стержни поглощают нейтроны и, таким образом, сокращают количество ядерных реакций и количество тепла, произведенного в пределах активной зоны.

Уровень мощности ядерного реактора обычно разделен на три диапазона: начальный или диапазон запуска, промежуточный диапазон и диапазон мощности. Уровень мощности реактора непрерывно проверяется, чтобы гарантировать безопасную работу. Такой мониторинг, как правило, проводится посредством нейтронных детекторов, помещенных внутри и снаружи активной зоны реактора для того, чтобы измерить поток нейтронов реактора. Так как поток нейтронов в реакторе в любой точке пропорционален уровню деления, поток нейтронов также пропорционален уровню мощности.

Камеры деления и ионизации использовались, чтобы измерить поток в начальном и промежуточном диапазоне мощности реактора. Как правило, камеры деления и ионизации способны работать на всех нормальных уровнях мощности, однако они недостаточно чувствительны, чтобы точно обнаружить поток нейтронов низкого уровня, испускаемый в начальном диапазоне. Таким образом, как правило, используются отдельные защитные устройства для низкого уровня исходного диапазона, чтобы контролировать поток нейтронов, когда уровень мощности реактора находится в начальном диапазоне.

Реакции деления в ядре происходят, когда свободные нейтроны на надлежащих энергетических уровнях ударяют атомы способного к ядерному делению материала, содержащегося в топливных стержнях. Реакции приводят к выпуску большого количества энергии тепла, которая извлекается из активной зоны в реакторном теплоносителе и при выпуске дополнительных свободных нейтронов, которые способны произвести больше реакций деления. Некоторые из этих испущенных нейтронов покидают ядро или поглощаются поглотителями нейтронов, например, регулирующими стержнями, и поэтому не вызывают традиционных реакций деления. Управляя количеством поглотителя нейтронов, находящегося в активной зоне, можно управлять уровнем расщепления. Всегда есть случайные реакции деления, происходящие в способном к ядерному делению материале, но когда активная зона закрыта, испущенные нейтроны поглощаются на такой высокой скорости, что длительного ряда реакций не происходит. Уменьшая материал поглотителя нейтронов, пока число нейтронов в данном поколении не равняется числу нейтронов в предыдущем поколении, процесс становится самоподдерживающейся цепной реакцией, и реактор называется "критичным". Когда реактор критичен, поток нейтронов приблизительно на шесть порядков величины выше, чем когда реактор закрыт. В некоторых реакторах, чтобы ускорить увеличение нейтронного потока в закрытой активной зоне, чтобы достигнуть практических интервалов перехода, в активную зону вводится искусственный источник нейтронов среди топливных стержней, содержащих способный к ядерному делению материал. Этот искусственный источник нейтронов создает ограниченное увеличение потока нейтронов, чтобы помочь разогнать реактор.

В отсутствие источника нейтронов отношение числа свободных нейтронов в одном поколении к числу в предыдущем поколении называется "коэффициентом размножения нейтронов" (Keff) и используется в качестве меры реактивности реактора. Другими словами, мера критичности для активной зоны - Keff, то есть отношение производства нейтронов к полной нейтронной потере, относящейся и к разрушению и к потере. Когда Keff больше единицы, больше нейтронов производится, чем разрушается. Точно так же, когда Keff меньше единицы, больше нейтронов разрушается, чем производится. Когда Keff меньше единицы, реактор называется "подкритичным".

Стандарт, изданный Американским Национальным Институтом Стандартов (ANSI) и американским Ядерным Обществом (ANS), ANSI/ANS 19.6.1, "Перезаргузка запуска тестирования физических свойств для реакторов с водой под давлением" требует, чтобы определенные параметры активной зоны были подтверждены до достижения реактором критического состояния. Цель подтвердить эти параметры во время тестирования физических свойств состоит в том, чтобы выполнить основную проверку конструкции, то есть, чтобы доказать, что построенная активная зона ведет себя достаточно близко к ожидаемому поведению разработанной активной зоны. Обеспечивая эту проверку, выполняются исследования безопасности в активной зоне для этого топливного цикла. Характеристики, которые должны быть подтверждены во время нулевой мощности в горячем состоянии (меньше 5% номинальной тепловой мощности):

распределение мощности,

управление реактивностью,

баланс реактивности,

Способность остановить (остаточная реактивность остановленного реактора)

Эти характеристики в настоящее время количественно "измеряются" определением критической концентрацией бора в состоянии, когда все стержни извлечены при нулевой мощности в горячем состоянии (также называемый конечной точкой бора), коэффициентом регулятора температуры, изотермическим коэффициентом температуры и значением полного управления группой стержней.

Основой, на которой стоит тестирование физических свойств, является наблюдение ожидаемого ответа от активной зоны. Несколько текущих программ тестирования физических свойств, таких как программа динамического измерения реактивной способности стержней или программа подкритического измерения реактивной способности стержней способны к точному подтверждению всех ранее перечисленных параметров. Программа динамического измерения реактивной способности стержней использует один из четырех внеядерных детекторов диапазона мощности атомной станции (который должен быть выключен), чтобы выполнить тестирование, в то время как реактор находится в нулевом испытательном диапазоне мощности. Чтобы выполнить измерение, группы регулирующих стержней индивидуально непрерывно вводятся и извлекаются из активной зоны на максимальной поэтапной скорости стержня. После того, как каждая группа извлечена из активной зоны, необходимо позволить потоку вернуться к начальному стартовому уровню. В течение времени, требуемого для восстановления потока, выполняется обработка данных, чтобы получить полную реактивную способность стержня и составную реактивную способность стержня как функции положения группы. Специальное техническое исключение спецификации введено во время тестирования физических свойств на низкой мощности, чтобы позволить регулирующим стержням выйти из последовательности ниже их предела введения, а также для регулятора коэффициента температуры, который более отрицателен, чем во время нормального функционирования. Программа динамического измерения реактивной способности стержней в состоянии определить первый "грубый" взгляд на распределение мощности на основании отдельных значений группы стержней. Если все критерии обзора сходятся на измеренных отдельных реактивных способностях групп программой Динамического измерения реактивной способности стержней, то никакой низкой карты потока мощности не требуется, чтобы далее подтвердить активную зону. Однако, если отдельное значение группы отличается более чем на 15% или на 100 икм (импульсно-кодовая модуляция) от того, что было предсказано, тогда низкая карта потока мощности необходима для исследования аномалии. Этот способ, как правило, занимает от 8 до 12 часов времени критического пути отключения станции с четырьмя контурами.

Программа подкритического измерения реактивной способности стержней использует оба детектора исходного диапазона атомной станции, не требуя, чтобы они были отключены. Тестирование выполняется в то время как реактор подкритичен (Keff ≤0,99) и требует менее сложных маневров с регулирующими стержнями, чем программа Динамического измерения реактивной способности стержней, что делает тестирование легче и более знакомым оператору реактора. Регулирующие стержни управления извлекаются таким же образом, как при типичной подготовке к тестированию измерения при падении стержня в горячем состоянии. Программа Подкритического измерения реактивной способности стержней определяет неподвижные точки, в которых собраны данные скорости счета датчика начального диапазона. Извлечение стержня кратко останавливается в каждой неподвижной точке, чтобы собрать необходимые данные, и процесс продолжается до достижения условия, когда все стержни извлечены. Программа Подкритического измерения реактивной способности стержней затем вычисляет полную реактивную способность регулирующего стержня и критическую концентрацию бора из данных начального диапазона, собранных в каждой неподвижной точке. После оценки результатов полной реактивной способности регулирующего стержня и измерения критической концентрации бора выполняется измерение изотермического температурного коэффициента, изменяя температуру системы приблизительно на 6°F (3,3°C) и определяя соответствующее изменение в реактивности. Это определение сделано, используя отношения между изменением в реактивности и изменением в признаке внеядерного детектора, измеренном во время извлечения стержней.

Способ проверки Подкритического измерения реактивной способности стержней использует методологию подкритического обратного коэффициента скорости счета, которая более полно описана в американской заявке на патент № 12/332577, поданной 11 декабря 2008, чтобы предсказать подкритичное ядерное нейтронное распределение, которое позволяет линеаризацию очень нелинейной обратного коэффициента скорости счета так, чтобы изменения Keff могли быть определены из пространственно исправленных измерений детектора сигнала начального диапазона. Напряжение от детекторов начального диапазона, которое было измерено в каждой неподвижной точке, преобразовывается в количество и Keff в каждой неподвижной точке. Полное изменение в реактивности во время извлечения стержня определяет полную реактивную способность группы. Пространственно исправленный обратный коэффициент скорости счета затем экстраполируется к нолю, чтобы определить необходимую реактивность, чтобы дойти до критичности (или конечной точки бора). Эта экстраполируемая точка обеспечивает точное измерение ожидаемого критического состояния, которое позволяет станции извлечь стержни, чтобы дойти до критичности, вместо того, чтобы иметь необходимость растворить концентрацию бора в теплоносителе, чтобы достигнуть критичности без известного ожидаемого критического состояния, основанного на особом опыте топливного цикла активной зоны. Совпадение между фактическим и предсказанным распределением мощности активной зоны опирается на измерение среднего отклонения обратного коэффициента скорости счета от ожидаемого значения (MD), разделенного на измеренные различия среднеквадратичного значения измеренного обратного коэффициента скорости счета от ожидаемых значений (RMS) при извлечении всех групп управления и закрытия, или MD/RMS. В то время как этот способ оказался точным во время своих многих применений, карта потока в оцененной тепловой мощности 30% все еще обязана далее проверять распределение мощности активной зоны. Этот способ, как правило, требует от 3 до 5 часов времени критического пути остановки на станции с четырьмя контурами.

Соответственно, новая программа тестирования подкритических физических свойств необходима, чтобы сэкономить время критического пути отключения. Кроме того, улучшенная программа тестирования подкритических физических свойств необходима, чтобы полностью устранить необходимость тестирования подкритических физических свойств критического пути остановки. Дополнительно, улучшенная программа тестирования физических свойств необходима, чтобы подтвердить, что ядро будет работать как разработано выше критичности.

Сущность изобретения

Это изобретение достигает предшествующих целей, обеспечивая способ тестирования подкритических физических свойств, который использует измерения, проведенные контрольно-измерительными приборами активной зоны, размещенной в каналов контрольно-измерительных приборов в топливных сборках активной зоны. Контрольно-измерительные приборы активной зоны, помещенные во многие радиальные местоположения в пределах активной зоны, контролируют поток нейтронов в активной зоне по множеству осевых зон, главным образом, вдоль активной длины делящихся топливных элементов. Способ сначала аналитически предсказывает распределение мощности для активной зоны. Затем, в то время как активная зона находится первоначально в подкритическом состоянии остановки с Keff < 0.99 при помещении, по меньшей мере, некоторых из регулирующих стержней и/или добавлении в ядро химического поглотителя нейтронов, способ извлекает регулирующие стержни из активной зоны в предустановленной последовательности, чтобы поднять уровень мощности ядра в диапазоне подкритической мощности. В то время как регулирующие стержни извлекаются, способ контролирует уровень мощности в осевых и радиальных основных местоположениях, контролируемых контрольно-измерительными приборами активной зоны, чтобы получить проверенное распределение мощности от одного или более выходов контрольно-измерительных приборов активной зоны. Затем способ сравнивает аналитически предсказанное распределение мощности с полученным распределением мощности. Если полученные и предсказанные распределения мощности находятся в пределах предварительно отобранного отклонения, способ продолжает нормальный запуск реактора, чтобы довести реактор до мощности без прерывания, пока полученная мощность остается в пределах технических требований.

Желательно, чтобы шаг мониторинга обеспечивал интегрированное измерение распределения потока нейтрона топливной сборки при различных температурах реактора и конфигурациях положения регулирующего стержня, когда регулирующие стержни извлечены. В одном варианте осуществления интегрированное измерение распределения потока нейтрона топливной сборки получено, объединяя выход контрольно-измерительных приборов активной зоны, пока относительная погрешность в соответствующем выходе не удовлетворит указанному уровню неопределенности. Затем способ сравнивает полученное распределение мощности с соответствующим предсказанным распределением сигнала, который был частью аналитически предсказанного распределения мощности, чтобы идентифицировать, есть ли какие-либо существенные отклонения между полученными и предсказанными распределениями мощности. В последнем варианте осуществления способ предпочтительно включает шаг использования полученных осевых и радиальных уровней мощности, полученных при различных температурах и положениях стержня, чтобы определить количество изменений реактивности, которые происходят между различными температурами и положениями стержня так, чтобы температурный коэффициент реактивности и значение реактивности регулирующих стержней могли быть определены по сравнению с ожидаемыми значениями. В другом варианте осуществления, где полученное и предсказанное распределение мощности в пределах предварительно отобранного отклонения ее подкритического диапазона, способ включает шаг продолжения сравнения аналитически предсказанного распределения мощности с полученным распределением мощности, поскольку реактор достигает критичности вплоть до предопределенного диапазона мощности.

Краткое описание чертежей

Дальнейшее понимание изобретения может быть получено из следующего описания предпочтительных вариантов осуществления, при прочтении с сопровождающими рисунками, где:

Фигура 1 - схематическое представление основной стороны системы производства ядерной энергии;

Фигура 2 - вертикальная проекция, частично в секции, корпуса ядерного реактора и внутренних компонентов, к которым может быть применено это изобретение;

Фигура 3 - вертикальная проекция, частично в секции, топливной сборки, проиллюстрированной в вертикально сокращенной форме, с частями, отдаленными для ясности; и

Фигура 4 - схематическое представление схемы ванадиевых детекторных элементов детекторов потока в активной зоне, используемых изобретением.

Описание предпочтительного варианта осуществления

Программа подкритической проверки контрольно-измерительными приборами активной зоны данного изобретения во многих отношениях подобен программе подкритичного измерения реактивной способности стержня. Основное различие заключается в том, что изобретение использует Продленный ресурс Оптимизированного Пропорционального Осевого Разделения Сигнала (OPARSSEL™) контрольно-измерительные приборы активной зоны сборки в глухом канале, которое более полно описано в американском патенте 5745538. Применение установленных ванадиевых детекторов активной зоны вместо внеядерных детекторов начального диапазона позволяет проведение тестирования физических свойств подкритической и низкой мощности и законченных во время и без прерывания процедур запуска, что устраняет действия проверки конструкции активной зоны из критического пути остановки. OPARSSEL-контрольно-измерительные приборы активной зоны сборки в глухом канале заменяют подвижные системы детекторов активной зоны, используемые во многих реакторах с водой под давлением.

Фигура 4 представляет схематическую конфигурацию детекторного элемента в контрольно-измерительном приборе сборки в глухом канале детектора потока в активной зоне. Ванадиевый детекторный элемент в активной зоне в потоке нейтронов производит сигнал, вызванный поглощением нейтрона изотопом ванадия 51, чтобы произвести ванадий 52. Изотоп ванадия 52 распадается бета эмиссией, которая производит электрический ток, пропорциональный потоку нейтронов. Каждый контрольно-измерительный прибор сборки в глухом канале устанавливает множественные самоприводные детекторные элементы переменной длины, чтобы обеспечить осевое распределение мощности активной зоны. Как правило, пять детекторных элементов обеспечены, как проиллюстрировано на фигуре 4, но более новые реакторы, такие как AP1000, используют целых семь детекторных элементов. Самый длинный детекторный излучатель размером 86 spans (19,6 м ) всей активной длиной топливного элемента, простирающейся по областям Р1-Р5, и обеспечивает интегрированное измерение полного потока нейтронов, содержащегося в связанной топливной сборке. Более короткие детекторные элементы 88, 90, 92 и 94 обеспечивают сигналы, которые могут использоваться, чтобы определить относительную долю полного потока нейтронов, производимого в различных осевых областях Р1-Р5 топливной сборки, определенного наложением с самым длинным детекторным элементом 86. Эта информация делает возможным измерение формы относительной радиальной и осевой мощности во всех основных местоположениях, содержащих контрольно-измерительный прибор сборки в глухом канале активной зоны. Эта взвешенная информация может тогда быть по сравнению с соответствующей предсказанной информацией, касающейся распределения относительной осевой и радиальной мощности, может быть использована для идентификации каких-либо существенных различий в ожидаемых условиях. Полный сигнал, измеренный от всех элементов датчика, может также использоваться, чтобы установить, есть ли глобальный уклон реактивности между тем, как построена и предсказана активная зона.

Программа подкритической проверки контрольно-измерительным прибором активной зоны этого изобретения, таким образом, использует самоприводные детекторы контрольно-измерительного прибора сборки в глухом канале активной зоны, чтобы обеспечить интегрированное измерение распределения потока нейтронов топливной сборки при различных температурах и конфигурациях положения стержня, подобных манере, в которой программа Подкритическое измерение реактивной способности стержня обрабатывает сигналы датчика начального диапазона. Однако, в случае сигналов контрольно-измерительного прибора сборки в глухом канале активной зоны, информация об измерении получена, объединяя выход текущего сигнала от каждого детекторного излучателя, пока относительная погрешность в относительных сигналах детектора не удовлетворит указанный уровень неопределенности. Измеренное распределение сигнала детектора затем сравнивается с соответствующим предсказанным распределением сигнала, чтобы идентифицировать, есть ли какие-либо существенные отклонения между измеренным и предсказанным радиальным и осевым распределением мощности. Измерения, полученные при различных температурах и положениях стержня, могут также использоваться, чтобы определить количество изменений реактивности, которые происходят между этими изменениями условия так, чтобы температурный коэффициент реактивности и значение реактивности регулирующего стержня могли быть измерены по сравнению с математическими ожиданиями. Использование способа данного изобретения извлечения регулирующих стержней выполняется в предустановленной последовательности и желательно непрерывно без потребности в неподвижных точках для сбора данных.

Дополнительное преимущество программы подкритической проверки контрольно-измерительным прибором активной зоны этого изобретения заключается в том, что сравнение между фактическими и предсказанными распределениями мощности и другими параметрами активной зоны может продолжиться на уровнях мощности выше точки, в которой реактор становится критическим, чтобы далее утвердить исследования безопасности, которые были выполнены для активной зоны. Таким образом, использование методологии проверки конструкции активной зоны этого изобретения значительно увеличивает точность, безопасность и удобство процесса проверки конструкции активной зоны и, по существу, устраняет все действия проверки конструкции активной зоны из критического пути остановки.

В то время как конкретные варианты осуществления изобретения были подробно описаны, специалистам в данной области техники будет понятно, что возможны их различные модификации и альтернативы, которые могут быть реализованы, не выходя за рамки идеи настоящего изобретения. Соответственно, частные варианты являются только иллюстративными и не ограничивают объем изобретения, который определяется формулой изобретения и любыми ее эквивалентами.

1. Способ тестирования подкритических физических свойств для подтверждения, что активная зона ядерного реактора будет работать как разработано, при этом активная зона имеет радиальное и осевое измерения и множество топливных сборок, включающих в себя множество расщепляющихся топливных элементов, причем, по меньшей мере, некоторые из топливных сборок имеют направляющие каналы для введения в и извлечения из активной зоны в блоках регулирующих стержней, которые являются подвижными, и, по меньшей мере, один канал контрольно-измерительного прибора, в котором контрольно-измерительный прибор активной зоны размещен для того, чтобы контролировать поток нейтронов в активной зоне в радиальном местоположении контрольно-измерительным прибором активной зоны, и над множеством осевых зон, по существу, вдоль активной длины расщепляющихся топливных элементов, причем способ включает в себя:
аналитическое предсказание распределения мощности в активной зоне;
первоначальное поддержание активной зоны в подкритическом состоянии остановки с Keff (коэффициент размножения нейтронов) меньше единицы посредством вставки, по меньшей мере, некоторых из регулирующих стержней в активную зону и/или добавления в активную зону химического поглотителя нейтронов;
извлечение регулирующих стержней из активной зоны в предустановленной последовательности, чтобы поднять уровень мощности активной зоны в пределах подкритического диапазона мощности;
контроль уровня мощности в осевых и радиальных местоположениях активной зоны, проверенных контрольно-измерительным прибором активной зоны, чтобы получить проверенное распределение мощности от одного или более выходов контрольно-измерительного прибора активной зоны, в то время как уровень мощности повышается в пределах подкритического диапазона мощности; и
сравнение аналитически предсказанного распределения мощности с проверенным распределением мощности, и если проверенные и предсказанные распределения мощности находятся в пределах предварительно отобранного отклонения, продолжение нормального запуска реактора, чтобы довести реактор до мощности без прерывания, пока проверенная мощность остается в пределах технических требований.

2. Способ тестирования подкритических физических свойств по п.1, в котором шаг контроля обеспечивает интегрированное измерение распределения потока нейтронов топливной сборки при различных температурах реактора и конфигурациях положения регулирующего стержня, когда регулирующие стержни извлечены.

3. Способ тестирования подкритических физических свойств по п.2, в котором интегрированное измерение распределения потока нейтронов топливной сборки получено сложением выходов контрольно-измерительного прибора активной зоны, пока относительная погрешность в относительном выходе не удовлетворяет указанному уровню неопределенности, и затем сравнение проверенного распределения мощности с соответствующим предсказанным распределением сигнала, которое было частью аналитически предсказанного распределения мощности, чтобы идентифицировать, есть ли какие-либо существенные отклонения между проверенным и предсказанным распределениями мощности.

4. Способ тестирования подкритических физических свойств по п.3, включающий шаг использования проверенных осевых и радиальных уровней мощности, полученных при различных температурах и положениях стержня, чтобы определить количество изменений реактивности, которые происходят между различными температурами и положениями стержня так, чтобы температурный коэффициент реактивности мог быть определен и сравнен с ожидаемыми значениями.

5. Способ тестирования подкритических физических свойств по п.3, включающий в себя шаг использования проверенных осевых и радиальных уровней мощности, полученных при различных температурах и положениях стержня, чтобы определить количество изменений реактивности, которые происходят между различными температурами и положениями стержня так, чтобы реактивная способность регулирующих стержней могла быть определена и сравнена с ожидаемыми значениями.

6. Способ тестирования подкритических физических свойств по п.3, включающий шаг использования проверенных осевых и радиальных уровней мощности, полученных при различных температурах и положениях стержня, чтобы определить количество изменений реактивности, которые происходят между различными температурами и положениями стержня так, чтобы при извлеченных всех стержнях измерение критической концентрации бора могло быть определено и сравнено с ожидаемыми значениями.

7. Способ тестирования физических свойств по п.1, в котором проверенное и предсказанное распределение мощности находится в пределах предварительно отобранного отклонения в диапазоне подкритической мощности, включая шаг продолжения сравнения аналитически предсказанного распределения мощности с проверенным распределением мощности, поскольку реактор достигает критичности вплоть до предопределенного диапазона мощности.

8. Способ тестирования физических свойств по п.1, в котором на шаге извлечения из активной зоны непрерывно извлекаются регулирующие стержни.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения эффективности одного или групп стержней регулирования реакторных установок (РУ) в случаях, когда по условиям эксплуатации РУ необходимо обеспечить метрологическую аттестацию этих измерений в режимах доброса.

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.

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

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 способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок атомных электростанций. .

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

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 экспериментального определения физических характеристик нейтронных источников и ядерных реакторов и может быть использовано при оценке таких параметров подкритического ядерного реактора.

Изобретение относится к технике эксплуатации уран-графитового ядерного реактора и может быть использовано при неразрушающем контроле состояния технологических каналов и графитовой кладки активной зоны реактора типа РБМК. В графитовой кладке создают электрический ток, регистрируют создаваемое им магнитное поле во внутренних полостях канальных труб технологического канала и по совокупности измерений судят о техническом состоянии графитовой кладки. Электрический ток в графитовой кладке создают с помощью источника, включенного в электрическую цепь, частью которой является графитовая кладка. Электрическая цепь содержит источник, соединенный через электроды с внутренней поверхностью труб технологических каналов, верхнюю и нижнюю плиты, а также включенные между ними трубы, электрически соединенные с блоками окружающей их графитовой кладки. При искривлении графитовых колонн они электрически замыкаются, а возникающие при этом токи утечки регистрируются по создаваемому ими магнитному полю. Техническим результатом изобретения является обеспечение возможности экспресс контроля для выявления искривленных графитовых колонн и обнаружения в них опасных трещин не только без извлечения из графитовой кладки технологического канала, но и при минимальном объеме выгрузки топлива из технологических каналов. 6 з.п. ф-лы, 15 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к облучательным устройствам и тепловыделяющим сборкам для реакторных испытаний топливных образцов, а также модельных твэлов в исследовательском реакторе, и может быть использовано при разработке и обосновании конструкций твэла для энергетических реакторов. Устройство содержит газовый тракт и газозаполненную капсулу, включающую оболочку, герметично соединенную с торцевыми элементами. В капсуле с радиальным зазором размещен топливный образец в виде столба таблеток в негерметичной тонкостенной оболочке из высокопластичного жаростойкого материала, а также термометрические датчики и компенсационный объем. Один из датчиков размещен в торцевой топливной таблетке, а другой - с противоположной стороны топливного образца за пределами активной зоны. Зазор между тонкостенной оболочкой и топливным образцом составляет не более разности значений их радиальных термических расширений, а зазор между оболочками капсулы и топливного образца выбран в диапазоне возможных значений радиального зазора между оболочкой и топливным сердечником штатного твэла. Данная конструкция ампульного облучательного устройства позволяет исследовать скорость свободного распухания и кинетику выхода газообразных продуктов деления из топлива с возможностью определения его температуры и температурной зависимости исследуемых процессов при характерных для быстрого реактора высоких плотностях энерговыделения. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для проведения радиационных испытаний материалов при заданной температуре в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит корпус, в верхней внутренней части которого расположена кассета с образцами материалов, а в нижней - кассета с твэлами, причем кассета с твэлами закреплена в корпусе с возможностью продольного перемещения. Технический результат - возможность регулировать и поддерживать температуру образцов. 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов экспериментальным моделированием тепловых и гидродинамических процессов при различных режимах работы реактора, в том числе аварийных. Имитатор твэла содержит оболочку, в которой размещен столб таблеток натурного топлива с центральным отверстием и расположенный с зазором в отверстиях таблеток электрический нагреватель, снабженный верхним и нижним токоподводами. Между таблетками установлены кольцевые центрирующие дистанционаторы из высокотемпературного электроизоляционного материала с тем же, что и у топливных таблеток внешним диаметром. Диаметр центрального отверстия дистанционаторов и расстояние между ними определяют из двух соотношений, учитывающих диаметры нагревателя, отверстий таблеток; коэффициенты линейного расширения материалов нагревателя, таблеток и дистанционаторов; температуру нагревателя; коэффициент, характеризующий способ заделки концов нагревателя. Предлагаемый имитатор позволяет обеспечить полноту моделирования процессов в тепловыделяющих элементах реакторов на имитаторах с теми же размерами, что и натурные твэлы, при использовании натурных топливных материалов и тех же, что и в реальных условиях испытаний твэлов, температур. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов при прогнозировании и оценке работоспособности облучаемых корпусов реакторов ВВЭР-1000. В способе прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов образцы из стали корпуса облучают потоком быстрых нейтронов с высокой плотностью до дозы облучения, соответствующей дозе облучения реального корпуса реактора за отдаленное время, превышающее проектный срок службы. Определяют сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением, к которому для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля ≥1,5% добавляют составляющую, обусловленную различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов. Определяют уровень зернограничных сегрегаций в необлученных образцах и экстраполяцией - на отдаленный срок эксплуатации реактора. Определяют общий сдвиг критической температуры хрупкости, и по его величине судят о ресурсе корпуса. Технический результат - повышение точности прогнозирования сдвига критической температуры хрупкости материалов. 2 ил.

Изобретение относится к устройству контроля ядерных реакторов, которые осуществляют преобразование плотности потока тепловых нейтронов (ППТН) и потока гамма-квантов в выходные электрические сигналы на всех режимах работы реакторной установки. Заявленное устройство включает источник быстрых нейтронов (ИБН), контейнер безопасного хранения ИБН, канал для перемещения ИБН между контейнером и ионизационной камерой, съемный механизм перемещения ИБН. Контроль коэффициента преобразования осуществляется в период заглушения работы реактора, при этом ИБН установлен около ионизационной камеры, путем сравнения величины сигнала от ИБН с паспортными данными, полученными при изготовлении ПИК от такого же ИБН. В период работы ядерного реактора ИБН находится в контейнере безопасного хранения ПИК. Предусмотрен вариант устройства, в котором для контроля нескольких ПИК используется один ИБН и один механизм его перемещения. Техническим результатом является возможность контролировать стабильность коэффициента преобразования ППТН в электрические сигналы при длительной (более 30 лет) эксплуатации, а также возможность контроля целостности цепей и стабильности работы системы управления и защиты ядерного реактора, что существенно повышает надежность работы реактора. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления и клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса. Технический результат - повышение надежности тепловыделяющего модуля, увеличение кампании реактора. 17 з.п. ф-лы, 204 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение средней скорости изменения количества материала и потока в ячейке, определение обновленного количества материала в ячейке на основании средней скорости изменения и корректировку обновленного количества материала в ячейке не некое количество. Технический результат - возможность управления бегущей волной деления. 2 н. и 28 з.п. ф-лы, 22 ил.
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Способ включает размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала. В качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность, а в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе. Для калибровки выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 106÷107 имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности. В случае отклонения во времени этого значения изменяют второй и третий уровни дискриминации. Повторяют операции перемещения органа управления и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления. Технический результат - повышение точности калибровки, упрощение процесса калибровки и сокращение времени на ее проведение.

Изобретение относится к области измерения температуры и может быть использовано при контроле качества монтажа термоэлектрических преобразователей на выходе из тепловыделяющих сборок водо-водяных энергетических реакторов. Способ контроля качества монтажа внутриреакторных термодатчиков включает ввод термодатчика в канал термоконтроля, содержащий наконечник меньшего диаметра с посадочным гнездом и нагрев чувствительного элемента путем пропускания через термоэлектроды импульса электрического тока. Длительность нагрева выбирают не больше чем показатель тепловой инерции термодатчика. Регистрируют термограмму расхолаживания. При вводе термодатчика создают дополнительное термосопротивление между его рабочим концом и посадочным гнездом путем фиксации рабочего конца в положении «недосыл» до посадочного гнезда. Регистрацию показаний термодатчика ведут как в процессе нагрева, так и в процессе последующего самопроизвольного охлаждения чувствительного элемента, при этом осуществляют «досыл» рабочего конца до посадочного гнезда. Технический результат - получение достоверных данных о качестве монтажа внутриреакторных термодатчиков. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.
Наверх