Способ содействия работе ядерного реактора


 


Владельцы патента RU 2550689:

АРЕВА НП (FR)

Изобретение относится к способам содействия в работе ядерного реактора. Создают запрос с использованием интерфейса (31) человек-машина, взаимодействующего со компьютером (32) содействия работе, который использует программу (32а) трехмерных нейтронных вычислений, решающую уравнение диффузии и именуемую программой содействия работе. Однонаправленно передают из системы (10) мониторинга работы активной зоны реактора в компьютер (32) набор данных (13), которые отражают аппаратные, геометрические, нейтронные характеристики и рабочие условия активной зоны. Эти данные (13) определяются трехмерной нейтронной программой (12) мониторинга, корректирующей изотопный баланс активной зоны по мере выгорания топлива и периодически решающей уравнение диффузии в режиме реального времени. Программа (12) установлена на втором отдельном компьютере мониторинга, который предназначен для определения изменения в поведении активной зоны реактора с использованием программы (32а) содействия работе, где данные (13) используются в качестве входных данных для программы (32а). Технический результат - отслеживание реальных, а не оцененных рабочих условий. 15 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Настоящее изобретение относится к способу содействия работе ядерного реактора, связанному с системой мониторинга работы активной зоны и, в частности, с системой непрерывного наблюдения активной зоны.

Конкретнее, изобретение приспособлено для водо-водяных энергетических ядерных реакторов.

В ходе нормальной работы активная зона ядерного реактора должна удовлетворять определенным условиям, которые обеспечивают соответствие критериям безопасности в случае аварии. Эти условия (именуемые «категория 1») соответствуют исходным ситуациям, принятым в исследованиях по безопасности; если они превышаются в ходе нормальной работы, демонстрация безопасности ставится под сомнение.

Поэтому необходимо определить, находится ли генерирование нейтронного потока и объемное распределение нейтронного потока, а также объемное распределение плотности энергии, выделяющейся в активной зоне, в соответствии с условиями, соответствующими нормальной работе. Непрерывная проверка соответствия пределам нормальной работы определяет функцию «наблюдение предаварийных условий активной зоны».

С этой целью необходимо вычислять такие рабочие параметры активной зоны ядерного реактора, как объемное распределение плотности энерговыделения в активной зоне, факторы, представляющие форму нейтронного потока (осевое смещение Δ1, коэффициент повышения энтальпии FΔH и т.д.), или, с другой стороны, коэффициент запаса до кризиса теплообмена при кипении (RFTC) (связанный с явлением кризиса теплообмена при кипении) или линейную плотность энерговыделения (связанную с явлением расплавления топлива). Эти параметры определяются на основе измерений, отражающих нейтронный поток или плотность энергии, выделяющуюся в активной зоне, что позволяет определить распределение нейтронного потока во всей активной зоне в трех измерениях.

Известны различные устройства для непрерывного наблюдения нормальной работы активной зоны, которые определяют объемное распределение плотности энерговыделения в активной зоне.

Первая система для непрерывного наблюдения активной зоны описана в патенте FR 2796196. Последний описывает систему для непрерывного наблюдения пределов нормальной работы реактора, включая контрольно-измерительные приборы внутри корпуса ядерного реактора, сформированные из детекторов нейтронного потока, которые включают коллектронные измерительные ионизационные камеры, предпочтительно включающие излучатели на основе родия.

Указанная система наблюдения включает компьютер наблюдения, в котором программа вычисления нейтронного потока позволяет мгновенно получать распределение нейтронного потока или плотности энерговыделения в активной зоне с учетом измерений, обеспечиваемых детекторами нейтронного потока, расположенными в активной зоне.

Указанное распределение потока или плотности энерговыделения затем позволяет определять такие рабочие параметры активной зоны, как:

линейная плотность энерговыделения (Plin), т.е. плотность энерговыделения, приходящаяся на единицу длины тепловыделяющих элементов активной зоны реактора, коэффициент критического нагрева (REC), выражающий отклонение нагрева тепловыделяющих элементов относительно критического уровня нагрева,

осевое нарушение баланса плотности энерговыделения активной зоны (Dpax),

азимутальное нарушение баланса плотности энерговыделения активной зоны (Dpaz),

запас отрицательной реактивности (MAR).

Вторая система для непрерывного наблюдения активной зоны описана в заявке на патент FR 2914103. Описанная система представляет собой систему непрерывного наблюдения, применяющую набор детекторов для измерения нейтронного потока снаружи корпуса ядерного реактора и набор датчиков для измерения температуры теплообменной среды на выходе тепловыделяющих сборок. Указанная система наблюдения также включает компьютер наблюдения, в котором программа вычисления нейтронного потока позволяет мгновенно определять распределение нейтронного потока, или плотности энерговыделения в активной зоне, с учетом измерений, предусматриваемых ионизационными камерами для измерения нейтронного потока снаружи активной зоны и термопарами.

Для того чтобы получить более точное представление распределения нейтронного потока в активной зоне, измерения нейтронного потока внутри активной зоны дополнительно проводятся через регулярные, но относительно длительные промежутки времени, например, порядка месяца, с использованием, например, перемещающихся измерительных ионизационных камер небольших размеров, известных как внутризонные ионизационные камеры, которые, как правило, формируются из камер деления. Каждая внутризонная ионизационная камера закрепляется на конце гибкого кабеля, известного как кабель Teleflex, предусматриваемого для их перемещения по измерительной траектории контрольно-измерительных приборов активной зоны. Таким образом, внутризонные ионизационные камеры периодически создают, посредством компьютера, образующего компьютер внутренней системы активной зоны, обозначаемого аббревиатурой RIC (контрольно-измерительные приборы (КИП) реактора), точное отображение объемного распределения плотности энерговыделения в активной зоне, именуемое картограммой нейтронного потока.

Картограмма нейтронного потока служит основой для определения поправочных коэффициентов для измерений, непрерывно проводимых по способам наблюдения, для того, чтобы они отражали распределение плотности энерговыделения в активной зоне.

Как описывается в патенте FR 2796196, вне периодов, когда компьютер КИП реактора используется для подготовки картограмм нейтронного потока, нейтронная программа, установленная на компьютере КИП реактора, может использоваться для проведения прогнозирующих вычислений изменения рабочих параметров активной зоны ядерного реактора и для проведения моделирования с целью обеспечения содействия управлению, т.е. с целью определения различных возможных действий, которые следует предпринимать в отношении управляющих переменных в заданной ситуации.

В действительности, может оказаться полезным иметь возможность прогнозировать изменение распределения нейтронного потока в активной зоне и, таким образом, оперативный запас, например, относящийся к типу RFTC, с целью предупреждения управляющих воздействий, оптимизирующих маневренность ядерной установки.

Однако использование компьютера КИП реактора для операций моделирования возможно только вне периодов сбора и обработки данных измерений, предназначенных для подготовки картограммы нейтронного потока.

Кроме того, подготовка картограммы нейтронного потока также может требоваться вслед за возникновением различных явлений: например, в случае генерируемого системой наблюдения аварийного сигнала об азимутальном нарушении баланса плотности энерговыделения или в случае нарушения работы системы.

Таким образом, оператор может обнаружить, что он неспособен провести моделирование управления, поскольку компьютер КИП реактора недоступен.

Кроме того, указанное использование компьютера КИП реактора включает предоставление оператору возможности вмешательства в работу компьютера КИП реактора, и это вмешательство может быть способно нарушить надежное функционирование системы.

Наконец, использование компьютера КИП реактора может включать переопределение распределения нейтронного потока с учетом измерений, отражающих нейтронный поток в активной зоне. Реализация указанного переопределения предоставляет доступ к более точному распределению плотности энерговыделения, но, несмотря на это, добавляет необходимость наличия доступной серии измерений, адаптированной для этой функциональной возможности.

Следует отметить, что описанные выше конфигурации относятся исключительно к системам непрерывного наблюдения, оснащенным программой нейтронных вычислений. Однако также целесообразно иметь возможность прогнозировать изменение распределения нейтронного потока в активной зоне реакторов, содержащих системы мониторинга, которые не играют роли в наблюдении предаварийных условий. К таким реакторам, например, относятся реакторы, оснащенные системой мониторинга, предоставляющей оператору информацию на информационной основе, где указанная система мониторинга сосуществует с системой наблюдения, основывающейся исключительно на непосредственном использовании измерения. Поэтому аналогия между системой наблюдения и системой мониторинга не является систематической.

В данном контексте целью изобретения является преодоление вышеупомянутых трудностей, и цель относится к созданию способа содействия в работе ядерного реактора, дающего оператору возможность проводить прогнозирующие вычисления или моделирование управления ядерным реактором в любой момент времени вне зависимости от доступности компьютера КИП реактора и не требующего переопределения распределения нейтронного потока, предусматриваемого компьютером КИП реактора. Для осуществления указанной цели способ согласно изобретению использует систему, расположенную в восходящем направлении, оснащенную программой нейтронных вычислений, непрерывно воспроизводящую нейтронные характеристики активной зоны вне зависимости от функциональных возможностей системы, расположенной в восходящем направлении, которая может играть лишь информативную роль, и вне зависимости от контрольно-измерительных приборов, которые она использует. Таким образом, способ согласно изобретению применим к любой системе для непрерывного наблюдения пределов нормальной работы, предусматриваемых программой нейтронных вычислений, вне зависимости от типа контрольно-измерительных приборов, используемых для измерения распределения плотности энерговыделения в активной зоне посредством указанной системы наблюдения, и, в более общем смысле, [способ] применим к любой системе для мониторинга работы активной зоны, оснащенной программой нейтронных вычислений, непрерывно воспроизводящей нейтронные характеристики активной зоны. Иными словами, изобретение также применимо к реакторам, использующим системы наблюдения, основанные исключительно на измерениях (т.е. не оснащенных программой нейтронных вычислений), поскольку в доступе присутствует система мониторинга работы активной зоны, оснащенная программой нейтронных вычислений, непрерывно воспроизводящей нейтронные характеристики активной зоны.

С этой целью изобретение предлагает способ содействия в работе ядерного реактора, отличающийся тем, что данный способ содержит этапы, которые заключаются в

создании запроса на содействие работе указанного реактора посредством интерфейса человек-машина, взаимодействующего с компьютером содействия работе, предназначенным для указанного содействия работе и использующим программу трехмерных нейтронных вычислений, решающую уравнение диффузии, которая именуется программой содействия работе;

однонаправленной передаче из системы для мониторинга работы активной зоны реактора в указанный компьютер содействия работе набора данных, отражающего состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, где указанные данные определяются трехмерной нейтронной программой, корректирующей изотопный баланс активной зоны по мере выгорания топлива и периодически решающей уравнения диффузии в режиме реального времени, именуемой программой мониторинга, где указанная программа мониторинга устанавливается на втором, отличающемся компьютере, именуемом компьютером мониторинга, который предназначен для указанной системы мониторинга;

определении эволюции в поведении активной зоны реактора с использованием указанной программы содействия работе, где указанные данные отражают состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, и указанный запрос на содействие в работе используется в качестве входных данных для указанной программы содействия работе.

Термин «периодически в режиме реального времени» понимается как означающий периодичность, которая может находиться в интервале от нескольких секунд (непрерывное решение уравнения диффузии) до нескольких часов. Преимущественно, программа нейтронных вычислений способа мониторинга работы решает уравнение диффузии непрерывно, т.е. с периодичностью порядка минуты или менее минуты, как правило, порядка 30 секунд. Благодаря изобретению, можно обеспечить оператора инструментом для содействия в работе реактора, делающим возможным, например, прогнозирование, или моделирование, поведения реактора путем использования данных, отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также фактические условия работы ядра, эти данные и условия объединяются в модель активной зоны и вычисляются, в частности, системой для мониторинга работы, что, таким образом, облегчает запуск и работу реактора.

Способ согласно изобретению не требует использования данных, приспособленных к средствам измерения контрольно-измерительных приборов, или переопределения этих данных. Поэтому способ содействия в работе согласно изобретению может использоваться в системе мониторинга, расположенной в восходящем направлении, и единственное условие, по которому это так, обеспечивается программой нейтронных вычислений.

Связь между системой для мониторинга работы и способом содействия в работе может быть установлена таким образом, чтобы обеспечивалось полное отсутствие какого-либо воздействия на работу системы для мониторинга работы, в частности, тогда, когда система мониторинга представляет собой систему для наблюдения предаварийных условий. Поэтому взаимодействие реализуется путем однонаправленной передачи данных, отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также условия работы активной зоны, или модели активной зоны (ниже для обозначения этого набора данных в случае трехмерной нейтронной программы будет использоваться термин «трехмерная модель активной зоны»), определяемой программой мониторинга системы мониторинга, в компьютер содействия работе, также включающий программу нейтронных вычислений.

Таким образом, запрос на содействие работе, или любой другой запрос от оператора, такой как запрос на моделирование управления, может реализовываться независимо по способу содействия в работе посредством программы содействия работе без вмешательства в работу программы мониторинга и без возможности передачи данных в систему мониторинга, при этом две программы вычислений находятся на двух разных компьютерах (т.е. функционируют независимо друг от друга). Передача информации может осуществляться только из системы мониторинга в компьютер содействия работе;

напротив, компьютер содействия работе не сообщает какую-либо информацию в систему мониторинга для того, чтобы пользовательская ошибка оператора или ошибка при обработке данных не находила отражения в системе мониторинга активной зоны.

В отличие от решения, предлагаемого в патенте FR 2796196, способ согласно изобретению использует нейтронную программу для содействия работе, которая доступна в любой момент, что делает возможным, например, осуществление моделирований, или прогнозирующих вычислений, на основе текущих рабочих условий активной зоны без риска вмешательства в работу компьютера мониторинга работы, или компьютера наблюдения, используемого для работы реактора, что позволяет обойтись без необходимости в переопределении распределения нейтронного потока при помощи измерений.

Преимущественно, система для непрерывного мониторинга работы активной зоны представляет собой, например, систему для непрерывного наблюдения за работой активной зоны, такую как, например, система, описанная в патентах FR 2796196 и FR 2914103.

Однако, как уже упоминалось выше, объем настоящего изобретения не ограничивается использованием системы наблюдения. Изобретение также может применяться к любой системе мониторинга, расположенной в восходящем направлении относительно системы для содействия в работе, включающей программу нейтронных вычислений и непрерывно воспроизводящей нейтронные характеристики активной зоны независимо от функциональных возможностей системы, расположенной в восходящем направлении, которая может играть чисто информативную роль, и независимо от контрольно-измерительных приборов, которые она применяет.

Таким образом, способ для содействия в работе согласно изобретению применим как к ядерному реактору, включающему систему наблюдения, оснащенную программой нейтронных вычислений, так и к ядерному реактору, включающему систему наблюдения, которая не задействует программу нейтронных вычислений, поскольку реактор включает систему мониторинга активной зоны в режиме реального времени (например, информативную), оснащенную программой нейтронных вычислений.

Преимущественно, нейтронная программа системы мониторинга, расположенной в восходящем направлении, согласно настоящему изобретению представляет собой программу трехмерных нейтронных вычислений, которая мгновенно решает уравнение диффузии периодическим образом и корректирует изотопный баланс активной зоны по мере обеднения ядерного топлива. Поэтому способ согласно изобретению преимущественно использует входные данные, сформированные трехмерным модельным представлением, максимально возможно близким к рабочим условиям активной зоны.

Способ согласно изобретению также может содержать один или несколько следующих характерных признаков, принимаемых во внимание по отдельности или во всех технически возможных сочетаниях:

указанная программа мониторинга функционирует непрерывно, как правило, с периодичностью порядка одной минуты;

указанная система мониторинга представляет собой систему наблюдения, или мониторинга, активной зоны, выполняющую измерение нейтронного потока посредством набора детекторов для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса ядерного реактора, и набора датчиков для измерения температуры охлаждающей жидкости на выходе тепловыделяющих сборок активной зоны;

указанная система мониторинга представляет собой систему наблюдения или мониторинга, выполняющую измерение нейтронного потока посредством набора детекторов для измерения нейтронного потока, введенных внутрь корпуса ядерного реактора в, по меньшей мере, часть тепловыделяющих сборок указанной активной зоны, и каждый из указанных детекторов включает ряд ионизационных камер для измерения нейтронного потока;

указанная программа содействия работе идентична программе для мониторинга работы активной зоны;

указанная программа содействия работе учитывает эксплуатационные и управляющие ограничения реактивности для указанного реактора;

указанный этап создания запроса на содействия работе включает этап, на котором оператор выбирает запрос среди одного из следующих запросов:

создание прогнозирующих переходных режимов;

оценка способности ядерной установки работать в режиме следования за нагрузкой;

линейная экстраполяция обратных величин скоростей счета камер на исходном уровне,

прогнозирование эволюции в пределах критичности, в частности, в фазах останова реактора

мониторинг концентрации ксенона и/или самария после останова реактора

выполнение вычислений баланса реактивности в субкритических фазах и определение критических параметров вычисление максимального уровня мощности, достижимого в случае мгновенного возврата к работе,

оптимизация времени стабилизации активной зоны для выполнения периодических испытаний,

автоматизация обработки периодических испытаний, соответствующей активной зоне,

вычисление изотопного баланса и материального баланса активной зоны посредством прогнозирующих вычислений выгорания топлива;

указанный запрос на содействие в работе указанного реактора включает рабочие параметры, значения которых определяются оператором, и указанные параметры могут варьироваться в зависимости от времени;

способ включает этап периодической коррекции модели активной зоны на основе указанной программы содействия работе и/или указанной программы мониторинга, где указанный этап периодической коррекции включает этап модификации собственных параметров модели активной зоны;

способ включает этап демонстрации результатов указанного этапа определения эволюции поведения активной зоны средствами демонстрации указанного интерфейса человек-машина;

способ включает этап восстановления набора указанных данных, отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, определяемые указанной программой мониторинга, средствами памяти и/или сохранения в памяти

способ включает этап выбора оператором набора данных, в данный момент отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, хранящиеся в указанных средствах памяти и/или сохранения в памяти, где указанные средства памяти и/или сохранения в памяти включают ряд последовательных наборов данных, соответствующих заданным различным моментам времени сохранения в памяти;

указанный этап сохранения в памяти набора указанных данных, отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, определяемых указанной программой мониторинга, в указанных средствах памяти и/или сохранения в памяти может запрашиваться оператором в любой момент времени;

способ включает этап восстановления в сети набора данных, отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, определяемых указанной программой мониторинга, где восстановленный в сети набор данных пригоден для его запроса оператором через интерфейс человек-машина и использования в качестве входных данных в указанной программе содействия работе;

способ включает этап реализации, по меньшей мере, одной дополнительной функциональной возможности, которая не связана с прогнозированием и используется указанным компьютером содействия работе;

в качестве входного набора данных в указанную программу содействия работе используется набор данных, отражающий состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, не определяемые указанной программой мониторинга.

Другие характерные признаки и преимущества изобретения станут более ясными из последующего их описания путем указания и ни в коем случае не ограничения с отсылкой к прилагаемым графическим материалам, среди которых единственная фигура представляет схематическое изображение архитектуры, содержащей средства для реализации способа непрерывного мониторинга работы активной зоны и средства для реализации способа содействия в работе согласно изобретению.

Единственная фигура является схематическим изображением архитектуры, содержащей систему 10 мониторинга работы активной зоны, оснащенную программой нейтронных вычислений, связанную с системой 30 для реализации способа содействия работе согласно изобретению.

Система 30 содействия работе, предназначенная для реализации способа содействия в работе согласно изобретению, включает:

интерфейс 31 человек-машина, посредством которого оператор может делать запросы на содействие работе реактора, такие как, например, запрос моделирования или запрос на прогнозирующие вычисления поведения ядерного реактора;

компьютер 32 содействия работе, включающий программу 32а нейтронных вычислений, преимущественно, программу трехмерных нейтронных вычислений, способную решать уравнение диффузии,

средство для восстановления набора данных 13, отражающего состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны и рабочие условия активной зоны, которые в дальнейшем будут именоваться «трехмерной моделью активной зоны», из системы 10 мониторинга работы активной зоны, расположенной в восходящем направлении.

Трехмерная модель 13 активной зоны генерируется системой 10 мониторинга работы активной зоны, расположенной в восходящем направлении относительно системы 30.

Система 10 мониторинга включает компьютер 11 мониторинга, оснащенный программой 12 вычисления нейтронного потока, преимущественно, в трех измерениях, что делает возможным непрерывное получение трехмерного нейтронного потока или распределения 14 плотности энерговыделения путем мгновенного вычисления с учетом текущих значений 23 таких рабочих параметров реактора, как: средняя тепловая мощность активной зоны, средняя температура охладителя на входе в корпус ядерного реактора, положение, наблюдаемое контрольными группами, и т.д.

Программа 12 нейтронных вычислений на основе текущих значений 23 рабочих параметров реактора корректирует изотопный баланс активной зоны по мере обеднения ядерного топлива и решает в режиме реального времени, т.е. с периодичностью менее минуты, уравнение диффузии для того, чтобы восстановить трехмерное распределение 14 текущей плотности энерговыделения активной зоны в форме набора значений ядерной энергии в различных точках, распределенных в активной зоне.

Например, можно упомянуть программу нейтронных вычислений SMART, базирующуюся на трехмерном моделировании усовершенствованного узлового типа. Принципы нейтронных вычислений активной зоны более подробно описаны в документе «Способы нейтронных вычислений активной зоны» (Techniques de L'lngenieur - В3070 - Giovanni B. Bruna and Bernard Guesdon).

Таким образом, система 10 мониторинга непрерывно генерирует трехмерную модель 13 активной зоны, соответствующую набору данных, отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны и рабочие условия активной зоны, в частности, объединяя следующие данные:

данные вычисления распределения 14 текущего нейтронного потока, или плотности энерговыделения, активной зоны, выполненные нейтронной программой 12 компьютера 11 наблюдения,

текущие значения 23 рабочих параметров реактора, необходимых для использования в вычислении нейтронного потока, такие как, например:

описание геометрии, изотопии материалов и элементов, присутствующих в активной зоне, свойства эффективных сечений материалов и, в частности, ядерного топлива,

данные, характеризующие состояние реактора, такие как уровень генерируемой мощности, температура охладителя, положение регулирующих стержней и т.д.

Трехмерная модель активной зоны 13, периодически генерируемая компьютером 11 мониторинга, периодически передается в память средств 35 сохранения в памяти таким образом, чтобы создать резервную копию трехмерной модели активной зоны 13 в различные моменты времени. Как правило, трехмерная модель активной зоны 13 сохраняется в памяти один раз в день.

Средства 35 сохранения в памяти, необязательно, соединяются с печатным устройством (не представлено), делая возможным редактирование некоторых данных из хранящихся в памяти трехмерных моделей по запросу от оператора.

Кроме того, трехмерная модель активной зоны 13 также может периодически передаваться в сеть 36 таким образом, чтобы она в любой момент времени была доступна для системы 30 содействия работе. Трехмерная модель активной зоны 13 также передается в сеть 36 на каждом этапе вычислений программы 12 мониторинга, т.е. с периодичностью, например, менее одной минуты.

Оператор также может выбрать через интерфейс 31 человек-машина хранящуюся в памяти трехмерную модель данной активной зоны из ряда трехмерных моделей, хранящихся в памяти средств 35 сохранения в памяти, для того, чтобы, например, инициировать запрос на содействие в работе на основе данных предыдущей трехмерной модели.

Оператор также может в любой момент времени запросить сохранение в памяти трехмерной модели, таким образом, делая возможным создание резервной копии трехмерной модели активной зоны в момент времени, определяемый оператором, где запрос делается в прямой форме через интерфейс 31 человек-машина путем создания дополнительного запроса сохранения в памяти (в данном случае, оператор использует принудительный режим). Следует отметить, что эта операция возможна только в том случае, если соединение между компьютером мониторинга и компьютером содействия работе не является однонаправленным.

Кроме того, оператор может через интерфейс 31 человек-машина по желанию изменять данные трехмерной модели активной зоны, не генерируемые вычислительной программой 12 мониторинга реактора, а также данные, не включаемые в эту модель (например, данные измерений).

Способ согласно изобретению делает возможным использование различных функциональных возможностей системы 30 содействия работе по запросу от оператора, который делается для содействия в работе через интерфейс 31 человек-машина.

Благодаря изобретению оператор может делать запрос, дающий ему возможность, в частности, предупреждать поведение реактора или выполнять проверку стратегии работы, отличающейся от текущей стратегии. Таким образом, оператор может, если считает нужным, делать запрос, дающий ему возможность реализовывать одну из используемых способом согласно изобретению функциональных возможностей, таких как, например:

реализация прогнозирующих переходных режимов, делающая возможным предупреждение изменения в поведении реактора, для того, чтобы оператор направлялся к выбору будущей стратегии управления,

оценка способности ядерной установки к выполнению заданного следования за нагрузкой на основе текущего состояния активной зоны,

линейная экстраполяция обратных величин скоростей счета из камер на исходном уровне, прогнозирование изменения отрицательной реактивности, в частности, в фазах останова реактора,

мониторинг концентраций ксенона и/или самария, выполнение балансировок реактивности в субкритическом режиме и определение критических параметров с целью содействия оператору в выборе стратегии повторного отклонения с учетом различных средств управления реактивностью и, в частности, управления концентрацией бора, а также положения регулирующих стержней, вычисление максимального уровня мощности в случае мгновенного возврата к работе в зависимости от нарушения калибровки регулирующих стержней и оперативной стратегии, делающей возможным достижение 100% номинальной мощности за минимальное время, оптимизация времени стабилизации активной зоны посредством прогнозирующих вычислений с целью проведения периодических испытаний, автоматизация оценки периодических испытаний природы нейтронов на основе измерений системы картограммы нейтронного потока, предоставленных оператором, вычисление изотопного баланса и материального баланса активной зоны путем прогнозирующих вычислений обеднения ядерного топлива в зависимости от прогресса в ядерном топливном цикле.

В дополнение к программе 32а нейтронных вычислений компьютер 32 содействия работе также включает другие типы данных, такие как:

различные характеристики и ограничения режимов управления, известных специалистам в данной области (например, режимов управления, обычно именуемых «режим А», «режим G», «режим X» или «режим Т»), вычисления пределов безопасности, соответствующих ходу операций для нормального запуска реактора, а также других необходимых вычислительных программ, делающих возможным обеспечение содействия в работе ядерного как запрос на содействие в работе сделан, оператор должен определить входные данные в компьютер 32 содействия работе. Таким образом, оператор может указать:

использование трехмерной модели активной зоны: оператор имеет выбор между последней трехмерной моделью, хранящейся в памяти средств 35 сохранения в памяти, и трехмерной моделью, соответствующей более раннему моменту времени сохранения в памяти, или, с другой стороны, последней трехмерной моделью, автоматически переданной по сети 36,

список параметров, которые он желает определить при оценке поведения реактора в ходе запроса.

Таким образом, компьютер 32 может принимать три типа входных данных:

параметрические входные данные, определяемые оператором для выполнения какой-либо функции,

входные данные, доступные из трехмерной модели активной зоны 13, т.е., как правило, описание нейтронных характеристик активной зоны, положения регулирующих стержней, входной температуры охладителя, уровня мощности, концентрации ксенона и других изотопов, относящееся ко времени резервного копирования трехмерной модели активной зоны,

необязательные входные данные, полученные путем дополнительного сбора данных, выполняемого непосредственно системой содействия работе.

Результаты вычислений затем демонстрируются средствами демонстрации интерфейса 31 человек-машина.

Идентификация неисправной работы системы 30 указывается оператору путем проведения внутренних испытаний системы 30 содействия работе в ходе ее работы.

Для того чтобы должным образом понять принцип работы системы содействия работе согласно изобретению, ниже будет подробно описан конкретный пример запроса моделирования, сделанного оператором.

В иллюстрируемом примере оператор будет использовать способ содействия в работе согласно изобретению для того, чтобы выполнить моделирование переходного режима следования за нагрузкой на основе текущего состояния реактора, который, например, находится на уровне 100% номинальной мощности. Моделируемый переходный режим следования за нагрузкой изменяется в соответствии со следующей конфигурацией:

первый уровень мощности составляет 100% номинальной мощности на период два часа,

второй уровень мощности составляет 50% номинальной мощности на период восемь часов, и

возврат на 100% номинальной мощности,

изменения мощности между уровнями должны осуществляться максимально быстро (т.е. с максимальной скоростью).

Оператор делает через интерфейс 31 человек-машина запрос моделирования с целью моделирования поведения реактора, столкнувшегося с прогнозируемым переходным режимом следования за нагрузкой так, как это описано выше, путем выбора соответствующей прогнозирующей функциональной возможности.

После того как запрос сделан, оператор укажет во входных данных стратегию переходного режима, которая будет реализована в зависимости от времени, а также «состояние» активной зоны, которое станет исходным для желаемого моделирования.

В нашем примере оператор хочет провести моделирование на основе текущих данных 13 трехмерной модели. Для этого самые новые данные, доступные в отношении трехмерной модели, восстанавливаются в сети 36 и передаются в компьютер 32 содействия работе.

Однако если оператором выбрано проведение моделирования, которое будет начинаться с предыдущего состояния активной зоны, например, с трехмерной моделью на предшествующий день, он может провести поиск трехмерной модели на требуемый момент времени по средствам 35 сохранения в памяти и сделать локальную копию с целью передачи данных трехмерной модели в компьютер 32 содействия работе.

После того как запрос сделан, в контексте рассматриваемого здесь примера оператор также выбирает параметры управления плотностью энерговыделения путем программируемого перемещения регулирующих стрежней и требуемое изменение в осевом нарушении баланса плотности энерговыделения.

Затем оператор начинает моделирование, при этом параметры, определенные оператором, передаются в компьютер 32 содействия работе так, чтобы программа 32а нейтронных вычислений могла вычислить требуемое изменение путем решения уравнения диффузии на каждом временном этапе переходного режима.

Оператор может получить доступ к результатам вычисления с помощью средств отображения интерфейса 31 человек-машина для каждого моделируемого момента времени. В частности, компьютер 32 определяет:

изменение в концентрации бора, требуемое для достижения переходного режима в требуемых условиях изменений плотности энерговыделения и осевого нарушения баланса плотности энерговыделения, объемы воды и/или бора, которые он должен ввести в активную зону для того, чтобы иметь возможность получить требуемый рабочий переходной режим,

прогнозируемые рабочие границы в случае принятия переходного режима.

Таким образом, оператор обладает средствами для оценки того, может ли требуемый переходной режим следовать курсу в соответствии с пределами безопасности реактора. В данном точно моделируемом случае оператор способен учитывать результаты моделирования с целью осуществления операций борирования и разбавления и, таким образом, предупреждения его стратегии управления.

В случае, если результат не отвечает ожиданиям в отношении безопасности, оператор может варьировать ранее определенные параметры управления установкой, например, путем снижения скорости изменения мощности, путем перезапуска моделирования с целью оптимизации курса, принимаемого его переходным режимом следования за нагрузкой, до тех пор, пока одновременно не будет гарантирован уровень доступных рабочих границ в течение всего переходного режима следования за нагрузкой.

В течение времени, требуемого для выполнения моделирования и вычислений системы 30 содействия работе, работа системы 10 мониторинга, расположенной в восходящем направлении, никоим образом не нарушается, не прерывается и не подвергается неблагоприятным воздействиям.

Одним из преимуществ способа согласно изобретению является репрезентативность трехмерной модели активной зоны, используемой в качестве входных данных для вычислений системы содействия работе, и то, что указанная модель по существу включает фактические рабочие условия реактора.

Таким образом, данные трехмерной модели и модельные вычисления учитывают историю работы реактора, включая такие кратковременные эффекты, как, например, скорректированное распределение ксенона.

Таким образом, на основе трехмерной модели активной зоны способ содействия в работе согласно изобретению делает возможным, например, предупреждение поведения реактора на основании профиля изменения параметров, фиксируемого оператором.

Запуск моделирования управления, или любой другой запрос, сделанный оператором, выполняется независимо от работы системы мониторинга, расположенной в восходящем направлении, при этом специальный компьютер 32 содействия работе содержит собственные вычислительные программы, что, таким образом, дает возможность не нарушать работу программы 12 мониторинга. Кроме того, в случае однонаправленного соединения между компьютером 32 содействия работе и компьютером 11 мониторинга, какая-либо передача данных из компьютера 32 содействия работе в компьютер 11 мониторинга невозможна, что позволяет предотвратить взаимодействия между этими компьютерами или некорректные вмешательства со стороны оператора.

1. Способ содействия работе ядерного реактора, отличающийся тем, что содержит этапы, которые заключаются в:
- создании запроса на содействие в работе указанного реактора посредством интерфейса (31) человек-машина, который взаимодействует с компьютером (32) содействия работе, предназначенным для указанного содействия работе и использующим программу (32а) трехмерных нейтронных вычислений, решающую уравнение диффузии, именуемую программой содействия работе;
- однонаправленной передаче из системы (10), предназначенной для мониторинга работы активной зоны реактора, в указанный компьютер (32) содействия работе набора данных (13), отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, где указанные данные (13) определяются трехмерной нейтронной программой (12), корректирующей изотопный баланс активной зоны по мере выгорания топлива и периодически решающей уравнение диффузии в режиме реального времени, которая именуется программой мониторинга, где указанная программа (12) мониторинга установлена на втором отличающемся компьютере, именуемом компьютером мониторинга, который предназначен для указанной системы (10) мониторинга;
- определении эволюции в поведении реактора с использованием указанной программы (32а) содействия работе, где указанные данные (13) отражают состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, и указанный запрос на содействие в работе используется в качестве входных данных для указанной программы (32а) содействия работе.

2. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что указанная программа (12) мониторинга функционирует непрерывно, как правило, с периодичностью порядка одной минуты.

3. Способ содействия работе ядерного реактора по любому из предыдущих пунктов, отличающийся тем, что система мониторинга представляет собой систему наблюдения, или мониторинга, активной зоны, выполняющую измерение нейтронного потока посредством набора детекторов для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, и набора датчиков для измерения температуры охладительной жидкости на выходе тепловыделяющих сборок активной зоны.

4. Способ содействия работе ядерного реактора по любому из пп.1-2, отличающийся тем, что указанная система мониторинга представляет собой систему наблюдения или мониторинга активной зоны, выполняющую измерение нейтронного потока посредством набора детекторов для измерения нейтронного потока, введенных внутрь корпуса реактора, в, по меньшей мере, часть тепловыделяющих сборок указанной активной зоны, где каждый из указанных детекторов включает ряд ионизационных камер для измерения нейтронного потока.

5. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что указанная программа (32а) содействия работе идентична программе (12) для мониторинга работы активной зоны.

6. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что указанная программа (32а) содействия работе учитывает оперативные и управляющие ограничения реактивности указанного реактора.

7. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что указанный этап создания запроса на содействие работе содержит этап, на котором оператор выбирает запрос среди одного из следующих запросов:
создание прогнозирующих переходных режимов,
оценка способности ядерной установки к работе в режиме следования за нагрузкой,
линейная экстраполяция обратных величин скоростей счета камер исходного уровня,
прогнозирование эволюции в пределах критичности, в частности, в фазах останова реактора,
мониторинг концентраций ксенона и/или самария после останова реактора,
выполнение вычислений баланса реактивности в субкритических фазах и определение критических параметров,
вычисление максимального уровня мощности, достижимого в случае мгновенного возврата к работе,
оптимизация времени стабилизации активной зоны с целью выполнения периодических испытаний,
автоматизация обработки периодических испытаний, соответствующей активной зоне,
вычисление изотопного и материального баланса активной зоны посредством прогнозирующих вычислений выгорания топлива.

8. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что указанный запрос на содействие в работе указанного реактора включает рабочие параметры, значения которых определяются оператором, где указанные рабочие параметры могут варьироваться в зависимости от времени.

9. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что включает этап периодической коррекции модели активной зоны на основе указанной программы (32а) содействия работе и/или указанной программы (11) мониторинга, где указанный этап периодической коррекции включает этап модификации собственных параметров модели активной зоны.

10. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что включает этап отображения результатов указанного этапа, предназначенного для определения эволюции поведения реактора, средствами отображения указанного интерфейса (31) человек-машина.

11. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что включает этап восстановления набора указанных данных (13), отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, определенные указанной программой (10) мониторинга, в памяти и/или в средствах (35) сохранения в памяти.

12. Способ содействия работе ядерного реактора по п.11, отличающийся тем, что включает этап выбора оператором набора данных (13), отражающих в данный момент времени состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, хранящиеся в указанной памяти и/или средствах (35) сохранения в памяти, где указанная память и/или средства (35) сохранения в памяти включают ряд последовательных наборов данных, соответствующих различным заданным моментам времени сохранения в памяти.

13. Способ содействия работе ядерного реактора по п.11 или 12, отличающийся тем, что указанный этап сохранения в памяти набора указанных данных (13), отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, определенные указанной программой (10) мониторинга, в указанной памяти и/или средствах (35) сохранения в памяти, может быть в любой момент времени запрошен оператором.

14. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что включает этап восстановления в сети набора данных (13), отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, определенные указанной системой (12) мониторинга активной зоны, где восстановленный в сети набор данных (13) пригоден для выполнения оператором запроса через интерфейс (31) человек-машина и используется в качестве входных данных в указанной программе (32а) содействия работе.

15. Способ содействия в работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что включает этап реализации, по меньшей мере, одной дополнительной функциональной возможности, которая не связана с прогнозированием и используется указанным компьютером содействия работе.

16. Способ содействия в работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что набор данных, отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, не определяемых указанной программой (12) мониторинга, используется в качестве входных данных в указанную программу (32а) содействия работе.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам управления ядерным реактором деления. Способ предусматривает использование вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления.

Предлагаемое изобретение относится к оборудованию системы защиты и диагностики ядерного реактора на быстрых нейтронах на АЭС. Устройство защиты ядерного реактора АЭС, имеющей все необходимые известные измерители режимов работы АЭС и системы управления защит АЭС, содержит, по крайней мере, два стержня аварийной защиты для гашения цепной реакции при авариях, по крайней мере, два механически соединенных с поворотной пробкой крыши корпуса реактора механизма горизонтального и вертикального перемещения, два направляющих элемента для беспрепятственного перемещения вниз стержней аварийной защиты, два магнитопровода и два якоря магнитопровода, две катушки магнитопровода, два коммутационных аппарата с системами управления, а также дополнительный источник питания, который соединен с системой управления второго коммутационного аппарата.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне, а именно к тепловыделяющим сборкам, выполненным с возможностью управляемого удаления летучего продукта ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе.

Изобретение относится к системам теплосъема ядерного реактора на бегущей волне. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления.

Изобретение относится к электротехнике и может быть использовано в качестве электропривода, в частности в системах автоматического управления положением и перемещением регулирующего органа (РО) ядерного реактора.

Изобретение относится к системам теплосъема ядерного реактора на бегущей волне. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно указанного модуля ядерного деления.

Группа изобретений относится к организации движения потока теплоносителя в ядерных реакторах. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления.

Изобретение относится к материалам, пригодным в качестве выгорающих поглотителей в ядерных реакторах, к элементам, содержащим эти материал, а также к способам их применения.

Изобретение относится к ядерной энергетике. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы.

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерного реактора. Привод управления содержит электродвигатель, разделительную электромагнитную муфту, датчики конечных положений, верхний подшипник, силовую гайку, винт, корпусную трубу, тягу. Корпус силовой гайки жестко соединен с тягой, выполненной в виде полого перемещаемого рабочего штока, в котором размещен винт с несамотормозящейся резьбой и нижний подшипник, снабженный центрирующей втулкой. Корпусная труба жестко закреплена на крышке реактора и внутри снабжена, как минимум, двумя направляющими выступами. Снаружи весь привод снабжен герметичным колпаком, при этом на верхнем фланце корпусной трубы установлены электродвигатель с редуктором и электромагнитным тормозом, разделительная электромагнитная муфта, верхний подшипник, а на корпусе силовой гайки выполнены пазы, взаимодействующие с выступами корпусной трубы, центрирующими силовую гайку и обеспечивающими полому перемещаемому рабочему штоку только возвратно-поступательное движение. Технический результат - улучшение вибрационных характеристик привода. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к системам управления и защиты (СУЗ) ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Привод поглощающего стержня аварийной защиты ядерного реактора включает электропривод, редуктор и механизм реечный. Электропривод содержит электродвигатель бесконтактный на постоянных магнитах, установленный в корпусе электропривода, с датчиком положения ротора двигателя, редуктор для изменения частоты вращения электропривода для получения требуемых скоростных и силовых характеристик привода По оси механизма реечного установлена рейка зубчатая для обеспечения возвратно-поступательного перемещения соединенного с ней поглощающего стержня СУЗ посредством шестерни реечной. На внутреннем валу механизма реечного установлена сцепная зубчатая электромагнитная муфта с бесконтактным токоподводом с обеспечением возможности жесткого и синхронного механического сцепления полумуфт, при этом привод содержит муфту обратного хода, кинематически связанную с шестерней реечной для исключения подскока рейки при сбросах, пружину сброса рейки и датчики положения рейки зубчатой. Технический результат - уменьшение времени ввода отрицательной реактивности в активную зону ядерного реактора при аварийных ситуациях, повышение надежности конструкции привода стержня аварийной защиты. 8 з.п. ф-лы, 4 ил.
Наверх