RU2095863C1 - Способ контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора - Google Patents

Способ контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2095863C1
RU2095863C1 RU9696115951A RU96115951A RU2095863C1 RU 2095863 C1 RU2095863 C1 RU 2095863C1 RU 9696115951 A RU9696115951 A RU 9696115951A RU 96115951 A RU96115951 A RU 96115951A RU 2095863 C1 RU2095863 C1 RU 2095863C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
noise
temperature
coolant
power
core
Prior art date
Application number
RU9696115951A
Other languages
English (en)
Other versions
RU96115951A (ru
Inventor
Аско Гочев Алексиев
Владимир Абрамович Казаков
Валентин Александрович Левадный
Кирил Аспарухов Николов
Original Assignee
Аско Гочев Алексиев
Владимир Абрамович Казаков
Валентин Александрович Левадный
Кирил Аспарухов Николов
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Аско Гочев Алексиев, Владимир Абрамович Казаков, Валентин Александрович Левадный, Кирил Аспарухов Николов filed Critical Аско Гочев Алексиев
Priority to RU9696115951A priority Critical patent/RU2095863C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2095863C1 publication Critical patent/RU2095863C1/ru
Publication of RU96115951A publication Critical patent/RU96115951A/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Использование: в ядерной энергетике, а именно при контроле за состоянием ядерного реактора с водой под давлением при аварийных ситуациях. Сущность: способ заключается в измерении интегральной спектральной плотности мощности шума температур от термопар, размещенных на разной высоте над активной зоной, и определении функции когерентности между соседними термопарами в частотной воде 0,05 - 1 Гц. При изменении интегральной спектральной плотности мощности шума температур не менее чем на порядок и уменьшении до нуля функции когерентности судят о возникновении парогазового объема и его размере.

Description

Изобретение относится к ядерной энергетики, а именно к контролю за состоянием активной зоны ядерного реактора с водой под давлением.
Известен способ контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора, заключающийся в измерении спектральной плотности мощности шума давления в низкочастотной области с целью определения парогазового объема над активной зоной ядерного реактора [1]
Недостаток данного способа заключается в том, что он не позволяет осуществлять контроль за возникновением и развитием парогазового объема под крышкой корпуса реактора в результате вскипания теплоносителя.
Наиболее близким к описываемому является способ контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора, заключающийся в измерении спектральной плотности мощности шумов температуры [2] Известный способ предполагает также измерение спектральной мощности шумов давления и вычисление функции когерентности между спектральными плотностями мощностей шумов температуры и давления, по которым судят о вскипании теплоносителя и появлении пара над активной зоной.
Однако известный способ не позволяет осуществлять контроль за возникновением и развитием паргоразового объема в корпусе реактора при падении давления теплоносителя, что снижает безопасность реактора в аварийных ситуациях.
Задачей изобретения является создание способа контроля за состоянием активной зоны, обладающего повышенной надежностью и экспрессностью, что повышает безопасность эксплуатации ядерного реактора, особенно в аварийных ситуациях.
В результате решения данной задачи реализуется новый технический результат, заключающийся в обеспечении возможности контроля появления парогазового объема над активной зоной и его развития при падении давления теплоносителя к активной зоне.
Данный технический результат достигается тем, что в способе контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора, заключающемся в измерении спектральной плотности мощности шумов температуры, измеряют интегральную спектральную плотность мощности шума температур теплоносителя в частотной полосе 0,05 1 Гц по высоте над активной зоной, определяют функцию когерентности между шумами температур теплоносителя по высоте над активной зоной и по изменению интегральной спектральной плотности мощности шума температур теплоносителя не менее чем в 10 раз и исчезновению когерентности между шумами температур теплоносителя по высоте над активной зоной судят о возникновении и размере парогазового объема.
Сущность изобретения заключается в следующем. Как показали теоретические и экспериментальные исследования, в реактор с водой под давлением при нормальной эксплуатации практически отсутствует парогазовый объем в теплоносителе, заполняющем корпус реактора. Вследствие флуктуации температуры в частотной полосе 0,05 1Гц значение интегральной спектральной плотности мощности шума температуры теплоносителя в каждой точке по высоте над активной зоной имеет определенное значение. При этом существует когерентность между шумами температур теплоносителя по высоте над активной зоной. Выбор частотного диапазона 0,05 1 Гц обусловлен следующими содержаниями. Постоянная времени теплопередачи от активной зоны к теплоносителю не менее 1 с, т.е. в частотном диапазоне меньше 1 Гц спектральная плотность мощности шума температуры теплоносителя максимальна, поэтому изменение ее интегральности в этой частотной области повышает чувствительность контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора. Постоянная времени температурного датчика не превышает 20 с, поэтому нижняя граница частотной области измерения должна быть не менее 0,05 Гц.
Кроме того, измерение интегрального значения спектральной плотности мощности шума температуры вместо измерения самой спектральной плотности повышает точность, надежность и экспрессность контроля, т.к. погрешность измерения обратно пропорциональна ширине частотной области и времени измерения.
При возникновении аварийной ситуации, вызванной падением давления в реакторе из-за печи теплоносителя или незакрытии предохранительного клапана компенсатора давления после его аварийного открытия либо при срыве циркуляции теплоносителя через активную зону, начинается образованием парогазовой смеси в объеме теплоносителя над активной зоной реактора. Это явление сопровождается увеличением на порядок величины интегральной спектральной плотности мощности шума температуры теплоносителя в верхнем объеме теплоносителя, заполняющего корпус реактора, и уменьшением функции когерентности между шумами температур теплоносителя по высоте объема теплоносителя над активной зоной. При развитии аварийной ситуации, связанной с падением давления в реакторе, в верхнем объеме теплоносителя вода замещается парогазовой смесью сначала в насыщенном состоянии, затем в перегретом, объем которой увеличивается по мере развития аварии. Это сопровождается падением не менее чем в 100 раз интегральной спектральной плотности мощности шума температуры по высоте объема теплоносителя в корпусе реактора от его крышки к активной зоне. При этом когерентность между шумами температур в объеме теплоносителя над активной зоной исчезает в этом же направлении.
Таким образом, процесс возникновения парогазового пузыря в объеме теплоносителя над активной зоной приводит к увеличению не менее чем на порядок в частотной полосе 0,05 1Гц интегральной спектральной плотности мощности шума температуры теплоносителя в корпусе реактора, которое распространяется в объеме теплоносителя в направлении от крышки реактора к активной зоне. При этом в том же направлении будет уменьшаться когерентность между шумами температур. Процесс развития парогазового объема сопровождается далее падением на два порядка интегрального значения спектральной плотности мощности шума температуры в парогазовом объеме и исчезновением в нем коррекции температурных шумов в частотной полосе 0,05 1 Гц.
В качестве примера использования предлагаемого способа рассматривается его применение для контроля за состоянием реактора ВВЭР-1000.
При работе реактивной установки осуществляют измерение в реальном режиме времени величины интегральной спектральной плотности мощности шума температур в частотной полосе 0,05 1 Гц и функции когерентности шумов температур в объеме теплоносителя над активной зоной. Для этого используют штатные термопары внутриреакторного контроля, расположенные на разной высоте над активной зоной. К ним подключены малошумящие предусилители, благодаря емкости на входе которых измеряются только переменные составляющие температурных сигналов. Переменные составляющие температур, усиленные предусилителем, а затем усилителем, полоса пропускания которых от 0,05 до 1 Гц, поступает на спектральный анализатор, который измеряет интегральную спектральную плотность мощности шумов температур и функцию когерентности. При нормальной работе реакторной установки измеренная интегральная спектральная плотность мощности шума температур, регистрируемая по крайней мере тремя термопарами, размещенными в объеме теплоносителя над активной зоной на разной высоте (T1, T2, T3), имеет определенные значения σ o T1 , σ o T2 , σ o T3 При этом значение функции когерентности между шумами температур, измеряемых двумя расположенными друг за другом по высоте над активной зоной термопарами, не менее 0,4. Образование парогазовой смеси в объеме теплоносителя над активной зоной под крышкой реактора в результате аварийной ситуации приводит к увеличению интегральной спектральной плотности мощности шума температуры, контролируемой наиболее удаленной от активной зоны термопарой, которая принимает значение не менее 10σ o T3 При этом функция когерентности между шумами температур, измеряемых этой термопарой и следующей, расположенной ближе к активной зоне, падает ниже значения 0,4. Развитие аварийной ситуации приводит к возникновению парогазовой смеси в объеме теплоносителя от крышки реактора до места расположения термопары, наиболее удаленной от активной зоны. Размер этого объема составляет приблизительно 1,1 м3. Возникновение парогазовой смеси в этом объеме регистрируется по уменьшению в 100 раз интегральной спектральной плотности мощности температуры, контролируемой наиболее удаленной от активной зоны термопарой, которая равна не более 0,16σ o T3 Одновременно функция когерентности между шумами температур, измеряемых этой термопарой и следующей, расположенной ближе к активной зоне, принимает нулевое значение. По мере увеличения паргозового объема вышеописанный процесс изменения интегральной спектральной плотности мощности шума температур и функции когерентности шумов температур, измеряемых соседними по высоте над активной зоной термопарами, распространяется на шумы температур, измеряемых термопарами, расположенными ближе к активной зоне.
Данный способ позволяет повысить безопасность АЭС с водоводяным реактором за счет непрерывного и надежного контроля за возникновением и развитием парогазового объема в объеме теплоносителя при возникновении аварийных ситуаций. Надежный контроль за размером парогазового объема над активной зоной позволяет принять меры, исключающие распространение его в активную зону, и предотвратить тем самым тяжелую аварию.

Claims (1)

  1. Способ контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора, заключающийся в измерении спектральной плоскости мощности шумов температуры, отличающийся тем, что измеряют интегральную спектральную плотность мощности шума температур теплоносителя в частотной полосе (0,05 1) Гц по высоте над активной зоной, определяют функцию когерентности между шумами температур теплоносителя по высоте над активной зоной и по изменению величины интегральной спектральной плотности мощности шума температур теплоносителя не менее чем в 10 раз и исчезновению когерентности между шумами температур теплоносителя по высоте над активной зоной судят о возникновении и размере парогазового объема.
RU9696115951A 1996-08-07 1996-08-07 Способ контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора RU2095863C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9696115951A RU2095863C1 (ru) 1996-08-07 1996-08-07 Способ контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9696115951A RU2095863C1 (ru) 1996-08-07 1996-08-07 Способ контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2095863C1 true RU2095863C1 (ru) 1997-11-10
RU96115951A RU96115951A (ru) 1998-01-20

Family

ID=20184152

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU9696115951A RU2095863C1 (ru) 1996-08-07 1996-08-07 Способ контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2095863C1 (ru)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
G.Por, E. Jrsak, G. Valko, Some Results of Noise measure in a PWP NPP, "Progress in Nuclear Energy", v. 15, 1985, p. 387 - 389. Казаков В.А., Левадный В.А. Шумовой метод измерения коэффициентов реактивности и контроля возникновения парогазового объема в ВВЭР-100Д. Атомная энергия, т. 75, вып. 5, 1993, с. 344. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0380280A3 (en) Bwr core flow measurement
US4389888A (en) Level meter
JPH07270576A (ja) 原子炉水位測定装置
RU2095863C1 (ru) Способ контроля за состоянием активной зоны ядерного реактора
KR850000131A (ko) 가압수형 원자로의 코아전력분포의 고장탐지과정 및 장치
US4495142A (en) Monitoring system for monitoring state of nuclear reactor core
US5365555A (en) Water level measurement system
Kostić et al. Thermohydraulics surveillance of pressurized water reactors by experimental and theoretical investigations of the low frequency noise field
US4649015A (en) Monitoring system for a liquid-cooled nuclear fission reactor
US4297581A (en) Method for the fast and accurate identification of core power in nuclear reactors
US4521371A (en) Vessel liquid level indication
JP3999166B2 (ja) 気体放射能濃度測定装置
US10460847B2 (en) Gravity-based, non-invasive reactor system and method for coolant inventory monitoring
JPH06331784A (ja) 原子炉水位測定装置
JPS56124607A (en) Method of diagnosing steam valve
JP2945907B1 (ja) 炉心流量監視システム
JPH04289495A (ja) 原子炉中性子検出器の監視装置
NL1016671C2 (nl) Inrichting voor het meten van de temperatuur van water, dat naar de kern van een kokend-water-reactor stroomt.
JPS6023285B2 (ja) 沸騰水形原子炉の水位測定装置
RU2427937C1 (ru) Способ диагностики возникновения межканальной неустойчивости в реакторе с водой под давлением
Bonnet Jr et al. Neutronic-acoustic detection of the onset of bulk boiling in liquid sodium
Robinson et al. Diagnostics at TMI Using Noise Analysis
JPH0574034B2 (ru)
Levadnyi Diagnostics of a phase state of the coolant in PWR by temperature noises
SU1362331A1 (ru) Устройство дл контрол кипени металлического теплоносител в дерном реакторе