RU2136062C1 - Способ определения парового коэффициента реактивности - Google Patents
Способ определения парового коэффициента реактивности Download PDFInfo
- Publication number
- RU2136062C1 RU2136062C1 RU96107824A RU96107824A RU2136062C1 RU 2136062 C1 RU2136062 C1 RU 2136062C1 RU 96107824 A RU96107824 A RU 96107824A RU 96107824 A RU96107824 A RU 96107824A RU 2136062 C1 RU2136062 C1 RU 2136062C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- change
- reactor
- power
- reactivity
- rods
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. Согласно способу для определения ПКР отбирают процессы с естественным изменением расхода питательной воды (Gпв), обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах пара, без внесения специальных возмущений и удовлетворяющие следующим условиям: стабилизация Gпв до и после его изменения в течение 2 мин при отсутствии перемещения стержней системы управления и защиты (СУЗ). Взвешивание стержней СУЗ не производят. Мощностной коэффициент реактивности определяют по перемещению стержней СУЗ при автоматическом управлении энергораспределением в реакторе. Для определения ПКР проводят непрерывную регистрацию нейтронной мощности, расхода Gпв, давления в барабан-сепараторах и температуры воды во всасывающем коллекторе. В результате контроль ПКР можно проводить без проведения опытов, связанных с внесением возмущений Gпв. 1 з. п. ф-лы.
Description
Изобретение относится к способам регулирования параметров реакторных установок (РУ) и, в частности, к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на атомных электростанциях (АЭС) с реакторами типа РБМК (реактор большой мощности канальный).
Известен взятый в качестве прототипа способ определения ПКР, который заключается в проведении специальных опытов при стационарной работе реактора на уровне мощности в диапазоне от 40 до 90% от номинальной и последующей обработки полученных данных на ЭВМ.
Опыт заключается в серии последовательных симметричных по половинам реактора возмущений расхода питательной воды (Gпв), приводящих к изменению объемного паросодержания в каналах реактора (при относительной стабильности других параметров реактора, определяющих реактивность) с отработкой изменения реактивности перемещением стержней локального автоматического регулятора (ЛАР) или автоматического регулятора (АР) мощности.
До начала этих опытов проводят:
1. Перевод локального автоматического регулятора (ЛАР) мощности из режима работы ЛАР-12 (когда все 12 стержней ЛАР в работе) в режим ЛАР-4 (в работе 4 стержня ЛАР) или в режим работы АР-1(2) (четыре стержня, симметрично расположенных по реактору, объединены в одну группу и перемещаются как один стержень).
1. Перевод локального автоматического регулятора (ЛАР) мощности из режима работы ЛАР-12 (когда все 12 стержней ЛАР в работе) в режим ЛАР-4 (в работе 4 стержня ЛАР) или в режим работы АР-1(2) (четыре стержня, симметрично расположенных по реактору, объединены в одну группу и перемещаются как один стержень).
2. Перевод регулирующих клапанов узлов питательной воды с автоматического на ручное управление (т.е. отключаются автоматические регуляторы уровней воды в барабан-сепараторах).
3. Запускаются средства быстрой регистрации. Регистрируются следующие параметры РУ:
нейтронная мощность реактора;
положение 4-х стержней ЛАР (либо находящегося в работе АР);
суммарные расходы питательной воды по половинам реактора;
давление в барабан-сепараторах по половинам реактора;
температура воды во всасывающем коллекторе по половинам реактора.
нейтронная мощность реактора;
положение 4-х стержней ЛАР (либо находящегося в работе АР);
суммарные расходы питательной воды по половинам реактора;
давление в барабан-сепараторах по половинам реактора;
температура воды во всасывающем коллекторе по половинам реактора.
Специальные опыты для определения ПКР по изменению расхода питательной воды состоят в следующем: синхронно воздействуя на клапаны левого и правого питательных узлов, проводят одновременное одноразовое изменение расхода питательной воды (Gпв) за время 10 с по половинам реактора на величину ± 200 т/ч. После выдержки в течении 2 мин (для стабилизации параметров реактора) визуально контролируется по показаниям приборов изменение положения стержней и разбаланса в измерительной части АР, а также реальное изменение расхода питательной воды в опыте.
Цикл возмущения Gпв ± 200 т/ч производится троекратно с промежуточной стабилизацией параметров реактора. (Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК. РНЦ "Курчатовский институт" Уч. N 33Р-08/74 от 30.10.93 г. М.,1993 г.)
Недостатками данного способа определения ПКР являются:
1. Снижение надежности и безопасности работы РУ вследствие следующих причин: при проведении опытов по изменению расхода питательной воды осуществляют перевод автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах на ручное управление; в процессе эксплуатации РУ с РБМК контроль ПКР осуществляется с периодичностью 300 эфф.сут. на уровне мощности (40-90)% из-за опасности внесения больших возмущений по питательной воде на номинальном уровне мощности РУ при отключенном автоматическом регуляторе уровня воды в барабан-сепараторе.
Недостатками данного способа определения ПКР являются:
1. Снижение надежности и безопасности работы РУ вследствие следующих причин: при проведении опытов по изменению расхода питательной воды осуществляют перевод автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах на ручное управление; в процессе эксплуатации РУ с РБМК контроль ПКР осуществляется с периодичностью 300 эфф.сут. на уровне мощности (40-90)% из-за опасности внесения больших возмущений по питательной воде на номинальном уровне мощности РУ при отключенном автоматическом регуляторе уровня воды в барабан-сепараторе.
2. Снижение экономичности работы РУ вследствие того, что определение ПКР проводят на пониженном уровне мощности.
3. Снижение точности определения ПКР из-за ограниченности числа опытов и субъективизма при их проведении.
В основу изобретения положена задача повышения безопасности и надежности работы РУ при контроле ПКР. Поставленная задача в предлагаемом способе достигается тем, что для определения ПКР по формуле
где Δρ - изменение реактивности при возмущении Gпв;
Δφ - изменение среднего объемного паросодержания при возмущении Gпв;
для контроля отбирают процессы с изменением расхода питательной воды, обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах (БС) пара без внесения специальных возмущений и удовлетворяющие следующим условиям:
стабилизация Gпв до и после изменения в течение не менее 2 мин;
отсутствие перемещения стержней СУЗ в течение 2 мин до и после изменения Gпв, причем величину Δρ определяют из выражения
Δρ = αw•ΔW,
где αw - мощностной коэффициент реактивности (МКР);
ΔW - установившееся изменение тепловой мощности при возмущении Gпв.
где Δρ - изменение реактивности при возмущении Gпв;
Δφ - изменение среднего объемного паросодержания при возмущении Gпв;
для контроля отбирают процессы с изменением расхода питательной воды, обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах (БС) пара без внесения специальных возмущений и удовлетворяющие следующим условиям:
стабилизация Gпв до и после изменения в течение не менее 2 мин;
отсутствие перемещения стержней СУЗ в течение 2 мин до и после изменения Gпв, причем величину Δρ определяют из выражения
Δρ = αw•ΔW,
где αw - мощностной коэффициент реактивности (МКР);
ΔW - установившееся изменение тепловой мощности при возмущении Gпв.
Взвешивание стержней СУЗ не производится. Мощностной коэффициент реактивности определяют с использованием процессов перемещения стержней СУЗ, причем Δρ определяют из выражения
Δρ = αwΔW,
где αw - мощностной коэффициент реактивности;
ΔW - установившееся изменение тепловой мощности при возмущении Gпв.
Δρ = αwΔW,
где αw - мощностной коэффициент реактивности;
ΔW - установившееся изменение тепловой мощности при возмущении Gпв.
Взвешивание стержней СУЗ не производится. Мощностной коэффициент реактивности определяют с использованием процессов перемещения стержней СУЗ при автоматическом управлении распределением энерговыделения в реакторе в режиме автоматического регулирования (АР), когда регулирование мощности осуществляется группой синхронно перемещающихся стержней СУЗ.
Для определения ПКР проводят непрерывную регистрацию следующих параметров РУ:
нейтронная мощность реактора;
расходы Gпв по половинам реактора;
давления в БС по половинам реактора.
нейтронная мощность реактора;
расходы Gпв по половинам реактора;
давления в БС по половинам реактора.
Сигнал перемещения стержней СУЗ не регистрируется. Факт перемещения стержней СУЗ определяется по изменению мощности.
Для получения представительной оценки ПКР число зарегистрированных изменений Gпв должно быть достаточно большим (712).
Зарегистрированная в процессе проведения измерений экспериментальная информация записывается непосредственно в память ПЭВМ.
Определение ПКР проводят на любом энергетическом уровне мощности.
Отобранные изменения теплофизических параметров РУ обрабатывают на ПЭВМ по штатной программе ТРАКТ.
ПКР рассчитывают по формуле
Здесь αφ - паровой коэффициент реактивности;
Δρ - изменение реактивности при возмущении Gпв;
Δφ - изменение среднего объемного паросодержания при возмущении Gпв.
Здесь αφ - паровой коэффициент реактивности;
Δρ - изменение реактивности при возмущении Gпв;
Δφ - изменение среднего объемного паросодержания при возмущении Gпв.
Изменение реактивности при возмущении Gпв компенсируется за счет проявления обратной связи по мощности
Δρ = αwΔW.
В результате практического применения изобретения повышаются безопасность и надежность, а также экономичность работы АЭС с РБМК за счет возможности непрерывного контроля ПКР на любом энергетическом уровне мощности работы РУ без проведения специальных опытов, связанных с внесением возмущения расхода питательной воды.
Δρ = αwΔW.
В результате практического применения изобретения повышаются безопасность и надежность, а также экономичность работы АЭС с РБМК за счет возможности непрерывного контроля ПКР на любом энергетическом уровне мощности работы РУ без проведения специальных опытов, связанных с внесением возмущения расхода питательной воды.
В настоящее время предлагаемый способ определения ПКР опробован на Курской АЭС.
Для реализации преложенного способа используется имеющееся на АЭС оборудование, дополненное специализированной информационно-измерительной системой (ИИС) для автоматизированного сбора и обработки зарегистрированной информации на базе ПЭВМ. В дальнейшем предполагается вести непрерывный контроль ПКР с использованием микропроцессорной техники.
Claims (2)
1. Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности канальный), включающий контроль процессов изменения нейтронно-физических и теплогидравлических параметров РУ при изменении расходов питательной воды (GПВ) и расчет ПКР по формуле
где Δρ - изменение реактивности при возмущении GПВ;
Δφ - изменение среднего объемного паросодержания при возмущении GПВ,
отличающийся тем, что для контроля отбирают процессы с естественными изменениями расходов питательной воды, обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах пара, без внесения специальных возмущений и удовлетворяющих следующим условиям: стабилизация GПВ до и после изменения в течение не менее 2 мин, отсутствие перемещения стержней СУЗ (системы управления и защиты) в течение 2 мин до и после изменения GПВ, причем значение Δρ определяют из выражения
Δρ = αw•ΔW,
где αw - мощностной коэффициент реактивности;
ΔW - установившееся изменение тепловой мощности при возмущении GПВ.
где Δρ - изменение реактивности при возмущении GПВ;
Δφ - изменение среднего объемного паросодержания при возмущении GПВ,
отличающийся тем, что для контроля отбирают процессы с естественными изменениями расходов питательной воды, обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах пара, без внесения специальных возмущений и удовлетворяющих следующим условиям: стабилизация GПВ до и после изменения в течение не менее 2 мин, отсутствие перемещения стержней СУЗ (системы управления и защиты) в течение 2 мин до и после изменения GПВ, причем значение Δρ определяют из выражения
Δρ = αw•ΔW,
где αw - мощностной коэффициент реактивности;
ΔW - установившееся изменение тепловой мощности при возмущении GПВ.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что мощностной коэффициент реактивности определяют с использованием естественных процессов перемещения стержней СУЗ при автоматическом управлении распределением энерговыделения в реакторе в режиме автоматического регулирования.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96107824A RU2136062C1 (ru) | 1996-04-16 | 1996-04-16 | Способ определения парового коэффициента реактивности |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96107824A RU2136062C1 (ru) | 1996-04-16 | 1996-04-16 | Способ определения парового коэффициента реактивности |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU96107824A RU96107824A (ru) | 1998-08-27 |
| RU2136062C1 true RU2136062C1 (ru) | 1999-08-27 |
Family
ID=20179620
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU96107824A RU2136062C1 (ru) | 1996-04-16 | 1996-04-16 | Способ определения парового коэффициента реактивности |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2136062C1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2444977A1 (en) * | 2010-10-25 | 2012-04-25 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Device for measuring temperature coefficient of moderator and method for measuring temperature coefficient of moderator |
| RU2465660C1 (ru) * | 2011-02-24 | 2012-10-27 | Александр Николаевич Фадеев | Способ определения парового коэффициента реактивности |
-
1996
- 1996-04-16 RU RU96107824A patent/RU2136062C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК. РНЦ "Курчатовский институт". Уч.N33Р-08/74. - М.: 1993. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1986, с.85-92. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора. - М.: Энергоиздат, 1981, с.273-280. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2444977A1 (en) * | 2010-10-25 | 2012-04-25 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Device for measuring temperature coefficient of moderator and method for measuring temperature coefficient of moderator |
| RU2465660C1 (ru) * | 2011-02-24 | 2012-10-27 | Александр Николаевич Фадеев | Способ определения парового коэффициента реактивности |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN105006262B (zh) | 一种标定核反应堆堆外探测器的方法 | |
| CN102667950B (zh) | 用于辅助核反应堆操作的方法 | |
| CN102859607A (zh) | 校准核反应堆中的芯外探测器的方法 | |
| CN110097983A (zh) | 一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却三维试验段 | |
| RU2136062C1 (ru) | Способ определения парового коэффициента реактивности | |
| CN110739091A (zh) | 一种核电厂次临界度直接测量系统及硬件平台和测量方法 | |
| CN109613429A (zh) | 一种压水堆蒸汽发生器模型时间常数测试系统与方法 | |
| Ponciroli et al. | A preliminary approach to the ALFRED reactor control strategy | |
| US9208905B2 (en) | Auxiliary feedwater valve control apparatus of steam generator | |
| Subudhi et al. | A mathematical model for total power control loop of large PHWRs | |
| CN114242284A (zh) | 一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法 | |
| CN111727352B (zh) | 评估热交换器结垢的方法 | |
| Zhenpeng et al. | Development of a simulation platform for studying on primary frequency regulation characteristics of nuclear units | |
| CN115058570B (zh) | 一种退火炉炉区露点控制方法、装置、系统及电子设备 | |
| RU2280908C1 (ru) | Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк | |
| Dong et al. | Steam generator control in nuclear power plants by water mass inventory | |
| RU2315377C1 (ru) | Способ определения парового коэффициента реактивности | |
| RU2465660C1 (ru) | Способ определения парового коэффициента реактивности | |
| JP5705600B2 (ja) | 主蒸気湿分測定装置、主蒸気湿分測定方法及び原子力発電プラント | |
| Kukhtevich et al. | Experimental studies of thermohydraulic processes for the passive heat-removal system at the Leningradskaya nuclear power plant | |
| CN112859811B (zh) | 火电机组辅机设备运行健康状态实时检测方法、系统及介质 | |
| Nikonov et al. | Validation of the Coupled System Code ATHLET/BIPR-VVER on Local Core Measured Data | |
| WO2023151786A1 (en) | Method for controlling a pressurized water reactor, computer program product and control system | |
| Park et al. | Conceptual Design of Air Ingress Measurements Experiment for Downward Forced Flow Cooling System in a Research Reactor | |
| Nikonov et al. | Comparison of In-Core Thermocouple and SPND Measured Data with the ATHLET-BIPR-VVER Predictions |