RU2280908C1 - Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк - Google Patents

Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк Download PDF

Info

Publication number
RU2280908C1
RU2280908C1 RU2004139013/06A RU2004139013A RU2280908C1 RU 2280908 C1 RU2280908 C1 RU 2280908C1 RU 2004139013/06 A RU2004139013/06 A RU 2004139013/06A RU 2004139013 A RU2004139013 A RU 2004139013A RU 2280908 C1 RU2280908 C1 RU 2280908C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
power
steam
reactivity
automatic
Prior art date
Application number
RU2004139013/06A
Other languages
English (en)
Inventor
Александр Дмитриевич Абаимов (RU)
Александр Дмитриевич Абаимов
Махмуд Хабирович Ахметкереев (RU)
Махмуд Хабирович Ахметкереев
Владимир Сергеевич Дадакин (RU)
Владимир Сергеевич Дадакин
Владимир Евгеньевич Дружинин (RU)
Владимир Евгеньевич Дружинин
Павел Владимирович Калинин (RU)
Павел Владимирович Калинин
Владимир Владимирович Коротышев (RU)
Владимир Владимирович Коротышев
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ОАО "ВНИИАЭС")
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 Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ОАО "ВНИИАЭС") filed Critical Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ОАО "ВНИИАЭС")
Priority to RU2004139013/06A priority Critical patent/RU2280908C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2280908C1 publication Critical patent/RU2280908C1/ru

Links

Images

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 ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК. Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа РБМК содержит систему управления и защиты, средства для изменения тепловой мощности реактора, регуляторы уровня питательной воды в барабан-сепараторах пара с приводами автоматического или ручного управления. При введении регулирующих стержней в активную зону регистрируют изменение тепловой мощности реактора, давление пара в барабан-сепараторах пара, расход питательной воды по половинам активной зоны реактора. При этом паровой коэффициент реактивности рассчитывают путем решения методом наименьших квадратов системы уравнений баланса реактивности реактора, составленной для каждого измерения с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней. Изобретение позволяет уменьшить амплитуду возмущения расхода питательной воды, повысить безопасность и эффективность работы атомных станций. 4 ил.

Description

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на атомных станциях (АС) с ядерными реакторами типа РБМК (реактор большой мощности кипящий). ПКР является одной из важнейших характеристик кипящего ядерного реактора. Знак и величина ПКР определяют характер обратных связей в реакторе, его устойчивость по отношению к внешним воздействиям и в значительной степени определяют безопасность и надежность его эксплуатации.
Известен "Способ определения парового коэффициента реактивности" (см. патент РФ №2136062, МПК6 G 21 С 17/00, 3/36, G 21 D 3/00, 3/08 от 27.08.1999 г.), который применяется на реакторных установках (РУ) с РБМК.
Применение этого способа позволяет повысить безопасность и надежность работы РУ при контроле ПКР. Однако этот способ применим только на энергоблоках, относящихся к первой очереди (построенных до 1980 г. - 1,2 энергоблоки Ленинградской АС, 1,2 энергоблоки Курской АС), имеющих барабан-сепараторы (БС) пара меньшего объема, чем на энергоблоках второй очереди, где этот метод не применим из-за отсутствия значительных естественных изменений расхода питательной воды (РПВ), обусловленных работой автоматических регуляторов уровня воды в БС пара.
Известен штатный метод определения ПКР на АС с РБМК путем изменения РПВ (см. "Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК" РДЭО-0137-98, М., 1998 г. или "Рассмотрение безопасности РБМК. Итоговый отчет Рабочей группы 3: Физика активной зоны. (Приложение 13 к RBMK/CMC/FR)" RBMK/CMC/FR. Выпуск 1, Том 4, Tacis, 1994 г.).
Измерения ПКР на АС с РБМК проводятся при стационарной работе энергоблока не менее суток до начала измерений на мощности от 40 до 98% от номинального уровня тепловой мощности реактора. Определение ПКР проводится путем расчетной обработки данных специального опыта, состоящего в регистрации изменения реактивности реактора при внесении симметричного по сторонам (левой и правой половинам активной зоны) реактора возмущения РПВ, приводящего к изменению объемного паросодержания в топливных каналах реактора (при относительной стабильности других параметров, влияющих на реактивность).
Перед началом измерений локальный автоматический регулятор (ЛАР) мощности реактора переводят в специальный режим ЛАР-4 с четырьмя включенными в работу и симметрично размещенными по активной зоне регулирующими стержнями (PC), по одному PC в каждом квадранте активной зоны, или должен быть подготовлен и включен в работу автоматический регулятор (АР) мощности с синхронной группой из четырех PC, которые перемещаются как один стержень, при этом PC работающего регулятора не позже чем за один час до начала измерений выводятся в положение, обеспечивающее отработку вводимого возмущения РПВ на линейной части характеристики 3,0±0,2 м по указателю положения (УП).
За одну минуту до начала измерений включаются средства быстрой регистрации. На регистрацию выводятся следующие параметры РУ:
- нейтронная мощность и реактивность;
- давление в БС пара (по сторонам);
- расходы питательной воды (слева - суммарный, справа суммарный);
- тепловая мощность реактора по суммарному сигналу детекторов системы физического контроля распределения энерговыделения по радиусу реактора;
- сигнал перемещения PC работающего регулятора мощности.
Регуляторы уровня воды в БС пара переводят с автоматического управления на ручное (дистанционное). Синхронным воздействием на приводы клапанов левого и правого питательных узлов (см. фиг.1, поз.1, 2) производится одновременное увеличение РПВ (более безопасная операция) по каждой половине активной зоны реактора на величину ~200 т/ч.
Увеличение РПВ должно быть одноразовым и осуществляться за время около 10 с. Затем производится выдержка в течение 2 минут без ручного перемещения стержней PC, в ходе которой паросодержание в реакторе уменьшается, что при положительном значении ПКР должно вызвать перемещение стержней АР (ЛАР-4) из активной зоны, а при отрицательном значении ПКР - в активную зону.
Изменение положения PC и разбаланс в измерительной части АР (ЛАР) визуально контролируется и записывается на самопишущих приборах.
В течение выдержки ожидают увеличение уровня в БС на 40-60 мм.
По окончании выдержки в течение 2 минут РПВ также одновременно по половинам реактора уменьшают на величину ~400 т/ч на каждую сторону (т.е. устанавливают РПВ на величину ~200 т/ч меньший, чем в исходном состоянии), но не менее 1000 т/ч на сторону. После выдержки в течение 2 минут РПВ возвращают в исходное состояние и регуляторы уровня питательной воды в БС пара включают в работу.
Цикл возмущения РПВ (сначала увеличение на величину около 200 т/ч с последующей выдержкой в течение 2-3 минут, а затем уменьшение на величину около 400 т/ч на сторону) производят троекратно с промежуточной стабилизацией параметров энергоблока и выставлением PC работающего регулятора на глубину 3,0±0,2 м по УП путем перекомпенсации (погружение или извлечение) ближайших PC.
После окончания циклов возмущения РПВ и стабилизации параметров блока в течение 2 минут производится "взвешивание" четверки PC работающего регулятора на участке, близком к участку отработки стержней при внесении возмущений по РПВ. Под "взвешиванием" понимается перемещение PC в активную зону реактора и измерение введенной при этом реактивности.
Для этого PC работающего регулятора перекомпенсацией устанавливают в положение, соответствующее их среднему положению на верхней границе отработавшего участка при изменении РПВ. Затем стержни АР (ЛАР) переводят на ручное управление и однократным воздействием на ключ ручного управления вводят в зону на 0,4÷0,5 м. Вводимую реактивность контролируют по реактиметру и она не должна превышать 0,03 βэфф (βэфф - единица измерения реактивности, равная 0,006 абс.ед. реактивности)
Фактическое перемещение стержней АР (ЛАР) контролируют визуально и записывают. После перемещения PC делают выдержку в течение одной минуты. Изменение мощности реактора в эксперименте допускается не более 6% от номинальной мощности реактора.
В ходе выдержки ручное перемещение PC не производят. Уставку задатчика мощности (т.е. заданное значение тепловой мощности) снижают так, чтобы обеспечить близкий к нулю суммарный разбаланс (отклонение текущего значения тепловой мощности реактора от заданного значения) в измерительной части АР (ЛАР). По окончании выдержки АР (ЛАР) включают в работу и мощность реактора восстанавливают.
"Взвешивание" PC работающего регулятора производят троекратно с усреднением значений мощностного коэффициента реактивности (МКР), вычисленного по результатам каждого "взвешивания" PC.
Регистрация параметров не прерывается в течение всех работ по измерению ПКР. Общая продолжительность эксперимента - около 40 минут.
Величина ПКР рассчитывается как отношение введенной реактивности (∂ρ) к изменению объемного паросодержания (∂φ) в реакторе:
αφ=∂ρ/∂φ
При этом введенная реактивность определяется непосредственно из опыта с изменением РПВ, а изменение объемного паросодержания рассчитывается в соответствии со штатной методикой с помощью двухканальной теплогидравлической модели (по одному топливному каналу на каждую из половин активной зоны реактора) с усредненными параметрами по половинам реактора по программе "ТРАКТ" (Приложение 10 KM "Алгоритмы обработки данных для определения величины парового и мощностного коэффициентов реактивности реакторов РБМК").
Недостатками данного способа определения ПКР являются:
- снижение мощности реактора и работа реактора в течение не менее суток перед началом измерений на пониженной мощности;
- снижение надежности и безопасности работы РУ из-за перевода автоматических регуляторов уровня воды в БС пара на ручное (дистанционное) управление; возможность внесения чрезмерно больших по амплитуде и несимметричных по половинам активной зоны реактора возмущений РПВ;
- снижение надежности и безопасности работы РУ из-за перевода PC на ручное управление и возможность значительного перемещения PC и изменения тепловой мощности реактора более 6% от номинальной тепловой мощности реактора.
Описанный способ определения ПКР является одним из наиболее близких аналогов предлагаемого способа.
Изобретением решается задача уменьшения амплитуды возмущения РПВ и возможность проведения измерений на номинальном уровне мощности, а также отказ от специальных опытов по "взвешиванию" PC в ручном режиме, что в итоге приводит к повышению безопасности и эффективности АС при определении ПКР на всех модификациях реакторных установок (РУ) с РБМК.
Для достижения названного технического результата в предлагаемом способе определения ПКР ядерного энергетического реактора типа РБМК, содержащего систему управления и защиты (СУЗ), в которой для управления тепловой мощностью реактора используют:
локальный автоматический регулятор (ЛАР) мощности с включенными в работу четырьмя регулирующими стержнями (PC), по одному PC в каждом квадранте активной зоны реактора, управляемый по сигналам внутризонных детекторов или от суммарного сигнала боковых ионизационных камер (БИК);
автоматический регулятор (АР) мощности с синхронной группой из четырех PC, по одному PC в каждом квадранте активной зоны реактора, управляемый от суммарного сигнала БИК;
содержащего средства для изменения тепловой мощности реактора ключом задатчика мощности, которым устанавливают значение тепловой мощности реактора, автоматически поддерживаемое работающим регулятором мощности (ЛАР или АР);
содержащего регуляторы уровня питательной воды в БС пара с приводами автоматического или ручного управления клапанами левого и правого питательных узлов, осуществляют следующие действия:
в работе оставляют один из регуляторов мощности (ЛАР или АР);
регуляторы уровня воды в БС пара переводят с автоматического на ручное управление;
увеличивают РПВ на величину 100-150 т/ч, одновременно воздействуя на приводы клапанов левого и правого питательных узлов при подержании уровня воды в БС пара в установленных эксплуатационных пределах и не допускают перемещения PC работающего регулятора мощности путем уменьшения при положительном ПКР или увеличения при отрицательном ПКР установленного ключом задатчика мощности значения тепловой мощности реактора;
после увеличения РПВ делают выдержку в течение 2-3 минут;
уменьшают РПВ на величину 100-150 т/ч, одновременно воздействуя на приводы клапанов левого и правого питательных узлов при поддержании уровня воды в БС пара в установленных эксплуатационных пределах и не допускают перемещения PC работающего автоматического регулятора мощности путем увеличения при положительном ПКР или уменьшения при отрицательном ПКР установленного ключом задатчика мощности значения тепловой мощности реактора;
после уменьшения РПВ делают выдержку в течение 2-3 минут;
при изменениях РПВ регистрируют по половинам активной зоны реактора величину РПВ, изменение тепловой мощности реактора, давление пара в БС пара;
цикл измерений с увеличением и последующим уменьшением РПВ повторяют 3-4 раза;
после окончания циклов с изменением РПВ стабилизируют параметры реактора и переводят регуляторы уровня воды в БС пара на автоматическое управление;
воздействуют на ключ задатчика мощности и снижают тепловую мощность реактора на величину 40-80 МВт, при этом PC работающего автоматического регулятора мощности вводятся в активную зону реактора на 0,1-0,3 м;
при введении PC в активную зону регистрируют изменение тепловой мощности реактора, давление пара в БС пара, РПВ по половинам активной зоны реактора;
ключом задатчика мощности возвращают текущее значение тепловой мощности реактора к его первоначальному значению до начала измерений и стабилизируют параметры реактора;
измерения с введением PC в активную зону повторяют (2-3) раза;
при этом ПКР рассчитывают путем решения методом наименьших квадратов системы уравнений баланса реактивности реактора, составленной для каждого измерения с изменением РПВ и перемещением PC:
Figure 00000002
где к=1, ..., К; К - общее количество измерений с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней;
Figure 00000003
αт - коэффициент реактивности по температуре топлива, βэфф/°С;
(dT/dW) - производная температуры топлива по мощности полагается постоянной и равной 0,147 °С/МВт;
βэфф - единица измерения реактивности (эффективная доля запаздывающих нейтронов, равняется 0,006 абс.ед. реактивности);
ΔWk - изменение тепловой мощности, МВт;
αφ - паровой коэффициент реактивности, βэфф/абс.ед.;
Δφк - изменение среднего по реактору объемного паросодержания для К-го измерения, рассчитывается согласно алгоритму КМ, абс.ед;
ρсуз.к - реактивность, введенная регулирующими стержнями автоматического регулятора мощности для К-го измерения (ρсуз.к=0 при отсутствии перемещения регулирующих стержней), βэфф;
ρнач.к, ρкон.к - начальная и конечная реактивность реактора для К-го измерения, рассчитывается в соответствии с комплексной методикой определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК, βэфф.
Особенностями предлагаемого способа по сравнению с аналогами являются: уменьшение амплитуды возмущения РПВ с 200-400 до 100-150 т/ч, проведение измерений на мощности от 40 до 100% от номинального уровня тепловой мощности, отказ от специальных опытов по "взвешиванию" PC в ручном режиме; перемещение PC осуществляется в автоматическом режиме при воздействии на ключ задатчика тепловой мощности реактора.
Предлагаемый способ поясняется фиг.1-4. На фиг.1 представлена схема основного оборудования энергоблока РБМК-1000, на которой цифрами <1> и <2> показаны регуляторы уровня питательной воды в БС пара левого и правого питательных узлов. Расход питательной воды измеряется расходомерами на линиях подачи питательной воды (линии 3 и 4 на фиг.1) в БС пара.
На фиг.2 приведены картограмма размещения стержней АР и ЛАР в активной зоне реактора. Стержни АР функционально разделены на три группы. На фиг.2 цифрой <1> обозначены стержни АР первой группы; цифрой <2> стержни АР второй группы и цифрой <3> - стержни АР третьей группы. Стержни ЛАР обозначены на фиг.2 значком <Л>.
На фиг.3 и фиг.4 приведены характерные изменения теплофизических параметров реактора при измерении ПКР. Данные получены при проведении измерений ПКР на 2-ом энергоблоке Смоленской АЭС 5 декабря 2003 г. На графиках, изображенных на фиг.3, показано изменение параметров при изменении РПВ:
5 - РПВ в левой половине активной зоны реактора;
6 - РПВ в правой половине активной зоны реактора;
7 - реактивность реактора при изменении РПВ
8 - тепловая мощность реактора при изменении РПВ;
9 - давление в БС левой половины при изменении РПВ;
10 - давление в БС правой половины при изменении РПВ.
На графиках, изображенных на фиг.4, показано изменение параметров при снижении тепловой мощности реактора:
11 - тепловая мощность реактора при вводе PC в активную зону реактора;
12 - реактивность реактора при вводе PC в активную зону реактора;
13 - давление в БС левой половины при вводе PC в активную зону реактора;
14 - давление в БС правой половины при вводе в активную зону реактора;
15 - РПВ в левой половине активной зоны реактора при вводе PC в активную зону реактора;
16 - РПВ в правой половине активной зоны реактора при вводе PC в активную зону реактора.
Способ осуществляется следующим образом. Измерения ПКР на АС с РБМК проводятся при стационарной работе энергоблока на мощности от 40 до 100% от номинального уровня тепловой мощности реактора.
Перед началом измерений в работе оставляют один из регуляторов ЛАР или АР (см. фиг.2). Регуляторы <1> и <2> на фиг.1 уровня питательной воды в БС пара переводят с автоматического на ручное (дистанционное) управление. Путем воздействия на регулирующие клапаны <1> и <2> ручного привода левого и правого питательных узлов (см. фиг.1) увеличивают РПВ на величину 100-150 т/ч. Одновременно предотвращают перемещения PC автоматической подсистемы регулирования путем воздействия на ключ задатчика тепловой мощности, плавно увеличивая при положительном значении ПКР или уменьшая при отрицательном значении ПКР заданное для поддержания значение тепловой мощности реактора.
После выдержки в течение 2-3 минут уменьшают РПВ на величину 100-150 т/ч, одновременно воздействуя на регулирующие клапаны <1> и <2> (см. фиг.1) ручного привода левого и правого питательных узлов при поддержании уровня воды в БС пара в эксплуатационных пределах.
При этом не допускают перемещения PC работающего автоматического регулятора мощности, изменяя при необходимости ключом задатчика мощности установленное значение тепловой мощности реактора.
После уменьшения РПВ делают выдержку в течение 2-3 минут.
Регистрируют изменение РПВ по половинам активной зоны реактора, соответственно, (см. графики 5 и 6 на фиг.3) и изменение давления пара в БС (см. графики 7 и 8 на фиг.3), а также изменение тепловой мощности реактора (см. график 9 на фиг.3) и реактивности (см. график 10 на фиг.3).
При увеличении РПВ (графики 5 и 6 на фиг.3) паросодержание в реакторе уменьшается, что при положительном ПКР приводит с некоторой задержкой по времени к уменьшению реактивности реактора (график 7 на фиг.3) и, как следствие, уменьшению мощности реактора (график 8 на фиг.3) и давления пара в БС по половинам реактора (графики 9 и 10 на фиг.3).
Цикл измерений с изменением (увеличением и уменьшением) РПВ для увеличения точности повторяют 3-4 раза.
По окончании измерений с изменением РПВ переходят с ручного на автоматическое регулирование уровня питательной воды в БС пара, РПВ возвращают к первоначальным значениям до изменения РПВ; воздействуют на ключ задатчика тепловой мощности и снижают заданное для поддержания значение тепловой мощности реактора на величину 40-80 МВт. При этом PC автоматического регулятора вводятся в активную зону реактора на 0,1-0,3 м. Регистрируют изменение РПВ (графики 11 и 12 на фиг.4) и изменение давления пара в БС (графики 13 и 14 на фиг.4) по половинам активной зоны реактора. А также регистрируют изменение тепловой мощности реактора (график 15 на фиг.4) и реактивность реактора (график 16 на фиг.4). Ключом задатчика тепловой мощности реактора плавно возвращают тепловую мощность к значению до начала измерений. Измерения с перемещением PC для увеличения точности повторяют 2-3 раза.
ПКР рассчитывают путем решения методом наименьших квадратов системы уравнений баланса реактивности реактора, составленной для каждого измерения с изменением РПВ и перемещением PC:
Figure 00000002
где к=1, ..., К; К - общее количество измерений с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней;
Figure 00000003
αт - коэффициент реактивности по температуре топлива, βэфф/°С;
(dT/dW) - производная температуры топлива по мощности полагается постоянной и равной 0,147 °С/МВт;
βэфф - единица измерения реактивности (эффективная доля запаздывающих нейтронов, равняется 0,006 абс.ед. реактивности);
ΔWk - изменение тепловой мощности, МВт;
αφ - паровой коэффициент реактивности, βэфф/абс.ед.;
Δφк - изменение среднего по реактору объемного паросодержания для К-го измерения, рассчитывается согласно алгоритму КМ, абс.ед;
ρсуз.к - реактивность, введенная регулирующими стержнями автоматического регулятора мощности для К-го измерения (ρсуз.к=0 при отсутствии перемещения регулирующих стержней), βэфф;
ρнач.к, ρкон.к - начальная и конечная реактивность реактора для К-го измерения, рассчитывается в соответствии с комплексной методикой определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК, βэфф.
Для расчета реактивности реактора в соответствии с КМ используется штатная программа "РЕЛЬС". Программа "РЕЛЬС" рассчитывает реактивность реактора в переходном процессе на основании значений нейтронной мощности, зафиксированной измерительной аппаратурой от внутризонных датчиков.
Ниже приведена полученная система уравнений баланса реактивности для 9-ти измерений и результаты ее решения методом наименьших квадратов.
Figure 00000004
Figure 00000005
Средневзвешенное значение ПКР составляет:
ПКР=(0,63±0,09)βэфф.
Значения мощностного коэффициента реактивности (МКР) и коэффициента реактивности по температуре топлива (ТКР) составляют:
МКР=(-0.00023±0.00002)(βэфф/МВт)
ТКР=(-0.00163±0.00023)(βэфф/°С).
В настоящее время предлагаемый способ определения ПКР опробован на всех энергоблоках Смоленской АС. Для реализации данного способа используется имеющееся на АС оборудование, дополненное специализированной измерительной системой для автоматизированной записи изменения перечисленных выше технологических параметров и их автоматизированной обработки для определения ПКР.
При реализации изобретения, помимо повышения безопасности работы АС, достигается экономический эффект, связанный с дополнительной выработкой электрической энергии. При использовании штатной методики необходимо снижение тепловой мощности реактора до уровня (95-98)% от номинального уровня мощности на время не менее суток. При измерении по предложенному в изобретении методу измерения проводятся на номинальном уровне мощности. Для расчета дополнительной выработки электрической энергии ограничимся уровнем снижения электрической мощности на 2%. Тогда за время проведения измерений - 24 часа при работе реактора на пониженном уровне мощности недовыработка электрической энергии составит:
1000 МВт*24 ч*0,02=480000 кВт*ч
Измерения ПКР проводятся на АС в среднем 2 раза в год. В настоящее время работают 11 блоков. Таким образом, дополнительная выработка электроэнергии составляет 10560000 кВт*ч.

Claims (1)

  1. Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа РБМК,
    содержащего систему управления и защиты, в которой для управления тепловой мощностью реактора используют локальный автоматический регулятор мощности с включенными в работу четырьмя регулирующими стержнями, по одному регулирующему стержню в каждом квадранте активной зоны реактора, управляемый по сигналам внутризонных детекторов или от суммарного сигнала боковых ионизационных камер; автоматический регулятор мощности с синхронной группой из четырех регулирующих стержней, по одному регулирующему стержню в каждом квадранте активной зоны реактора, управляемый от суммарного сигнала боковых ионизационных камер;
    содержащего средства для изменения тепловой мощности реактора ключом задатчика мощности, которым устанавливают значение тепловой мощности реактора, автоматически поддерживаемое работающим регулятором мощности (локальный автоматический регулятор или автоматический регулятор мощности);
    содержащего регуляторы уровня питательной воды в барабан-сепараторах пара с приводами автоматического или ручного управления клапанами левого и правого питательных узлов, характеризующийся тем, что
    в работе оставляют один из регуляторов мощности (локальный автоматический регулятор или автоматический регулятор мощности);
    регуляторы уровня воды в барабан-сепараторах пара переводят с автоматического на ручное управление;
    увеличивают расход питательной воды на величину 100-150 т/ч, одновременно воздействуя на приводы клапанов левого и правого питательных узлов при поддержании уровня воды в барабан-сепараторах пара в установленных эксплуатационных пределах, и не допускают перемещения регулирующих стержней работающего регулятора мощности, путем уменьшения при положительном паровом коэффициенте реактивности или увеличения при отрицательном паровом коэффициенте реактивности установленного ключом задатчика мощности значения тепловой мощности реактора;
    после увеличения расхода питательной воды делают выдержку в течение 2-3 мин;
    уменьшают расход питательной воды на величину 100-150 т/ч, одновременно воздействуя на приводы клапанов левого и правого питательных узлов при поддержании уровня воды в барабан-сепараторах пара в установленных эксплуатационных пределах, и не допускают перемещения регулирующих стержней работающего автоматического регулятора мощности путем увеличения при положительном паровом коэффициенте реактивности или уменьшения при отрицательном паровом коэффициенте реактивности установленного ключом задатчика мощности значения тепловой мощности реактора;
    после уменьшения расхода питательной воды делают выдержку в течение 2-3 мин;
    при изменениях расхода питательной воды регистрируют по половинам активной зоны реактора величину расхода питательной воды, изменение тепловой мощности реактора, давление пара в барабан-сепараторах пара;
    цикл измерений с увеличением и последующим уменьшением расхода питательной воды повторяют 3-4 раза;
    после окончания циклов с изменением расхода питательной воды стабилизируют параметры реактора и переводят регуляторы уровня воды в барабан-сепараторах пара на автоматическое управление;
    воздействуют на ключ задатчика мощности и снижают тепловую мощность реактора на величину 40-80 МВт, при этом регулирующие стержни работающего автоматического регулятора мощности вводятся в активную зону реактора на 0,1-0,3 м;
    при введении регулирующих стержней в активную зону регистрируют изменение тепловой мощности реактора, давление пара в барабан-сепараторах пара, расход питательной воды по половинам активной зоны реактора;
    ключом задатчика мощности возвращают текущее значение тепловой мощности реактора к его первоначальному значению до начала измерений и стабилизируют параметры реактора;
    измерения с введением регулирующих стержней в активную зону повторяют 2-3 раза;
    при этом паровой коэффициент реактивности рассчитывают путем решения методом наименьших квадратов системы уравнений баланса реактивности реактора, составленной для каждого измерения с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней
    Figure 00000006
    где к=1, ..., К; К - общее количество измерений с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней;
    αz=αT×(dT/dW),
    αT - коэффициент реактивности по температуре топлива, βэфф/°С;
    (dT/dW) - производная температуры топлива по мощности полагается постоянной и равной 0,147 °С/МВт;
    βэфф - единица измерения реактивности (эффективная доля запаздывающих нейтронов, равняется 0,006 абс.ед. реактивности);
    Figure 00000007
    - изменение тепловой мощности, МВт;
    αφ - паровой коэффициент реактивности, βэфф/абс.ед.;
    ΔφК - изменение среднего по реактору объемного паросодержания для К-го измерения, рассчитывается согласно алгоритму комплексной методики, абс.ед;
    ρсуз,к - реактивность, введенная регулирующими стержнями автоматического регулятора мощности для К-го измерения (ρсуз,к=0 при отсутствии перемещения регулирующих стержней), βэфф;
    ρнач,к, ρкон,к - начальная и конечная реактивность реактора для К-го измерения, рассчитывается в соответствии с комплексной методикой определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК, βэфф.
RU2004139013/06A 2004-12-31 2004-12-31 Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк RU2280908C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2004139013/06A RU2280908C1 (ru) 2004-12-31 2004-12-31 Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2004139013/06A RU2280908C1 (ru) 2004-12-31 2004-12-31 Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2280908C1 true RU2280908C1 (ru) 2006-07-27

Family

ID=37057903

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2004139013/06A RU2280908C1 (ru) 2004-12-31 2004-12-31 Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2280908C1 (ru)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2465660C1 (ru) * 2011-02-24 2012-10-27 Александр Николаевич Фадеев Способ определения парового коэффициента реактивности
RU2491664C2 (ru) * 2007-07-30 2013-08-27 Ньюклиар Фьюэл Индастриз, Лимитед Способ измерения доплеровского коэффициента реактивности
WO2022052900A1 (zh) * 2020-09-08 2022-03-17 中广核研究院有限公司 核电反应堆堆芯控制棒调整方法及核电反应堆堆芯

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2491664C2 (ru) * 2007-07-30 2013-08-27 Ньюклиар Фьюэл Индастриз, Лимитед Способ измерения доплеровского коэффициента реактивности
RU2465660C1 (ru) * 2011-02-24 2012-10-27 Александр Николаевич Фадеев Способ определения парового коэффициента реактивности
WO2022052900A1 (zh) * 2020-09-08 2022-03-17 中广核研究院有限公司 核电反应堆堆芯控制棒调整方法及核电反应堆堆芯

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2561514B1 (en) Accelerator-driven nuclear system with control of effective neutron multiplication coefficent
EP2366185A2 (en) Subcritical reactivity measurement method
KR20100082804A (ko) 원자로의 작동성을 나타내는 매개 변수의 값을 결정하기 위한 방법, 결정 시스템, 컴퓨터 프로그램 및 대응 매체
Zhang et al. Power level control of nuclear power plant based on asymptotical state observer under neutron sensor fault
Maksimov et al. Principles of controlling fuel-element cladding lifetime in variable VVER-1000 loading regimes
RU2280908C1 (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк
CN111880002A (zh) 一种新能源场站频率响应测试方法及装置
Hussain et al. Estimation of reactivity and average fuel temperature of a pressurized water reactor using sliding mode differentiator observer
CN111052260B (zh) 包括阈值的放宽的监测核堆芯的方法以及关联的程序、支架和核反应堆
US5032346A (en) Method of determining and evaluating the emergency shutdown margin for a pressurized water nuclear reactor
CN106683723B (zh) 一种反应堆钐毒在线测量方法
RU2465660C1 (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности
TWI734503B (zh) 用以測定反應度之系統及方法
Feng et al. Dynamic response of the HTR-10 under the control rod withdrawal test without scram
Chang et al. Demonstration of EBR-II power maneuvers without control rod movement
RU2315377C1 (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности
Shen et al. Application of a neural network based feedwater controller to helical steam generators
Xuehao et al. Pressurized water reactor nuclear power plant (NPP) modelling and the midterm dynamic simulation after NPP has been introduced into power system
Shi et al. Research on Optimization of Reload Startup Physics Tests in Sanmen Nuclear Power Plant
Huning et al. Development of a BWR System Fault Simulator Using TRANSFORM/Modelica
Chen et al. Progress of the HTR-10 measured data utilization
Istiqomah et al. Core power modelling of high-temperature engineering test reactor (HTTR) using nonlinear least squares method for parameter estimation
CN109404071A (zh) 一种压水堆蒸汽发生器模型时间常数的辨识方法
RU2136062C1 (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности
Lemazurier et al. A Multi-Objective Nuclear Core Control Performing Hot and Cold Leg Temperature Control

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20160101