RU2457558C1 - Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора - Google Patents

Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2457558C1
RU2457558C1 RU2011116361/07A RU2011116361A RU2457558C1 RU 2457558 C1 RU2457558 C1 RU 2457558C1 RU 2011116361/07 A RU2011116361/07 A RU 2011116361/07A RU 2011116361 A RU2011116361 A RU 2011116361A RU 2457558 C1 RU2457558 C1 RU 2457558C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
coolant
flow rate
reactor
neutron
activity
Prior art date
Application number
RU2011116361/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Валерий Фёдорович Борисов (RU)
Валерий Фёдорович Борисов
Максим Анатольевич Струков (RU)
Максим Анатольевич Струков
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова"
Priority to RU2011116361/07A priority Critical patent/RU2457558C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2457558C1 publication Critical patent/RU2457558C1/ru

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
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР. Вносят возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора перемещением регулирующих стержней системы управления и защиты в режиме автоматического регулирования нейтронной мощности реактора. Регистрируют изменения нейтронной активности изотопа 17N теплоносителя за время его движения между двумя детекторами. Рассчитывают расход теплоносителя. Изобретение позволяет непрерывно проводить контроль расхода теплоносителя с более высокой точностью и повысить достоверность результатов измерений.

Description

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя (воды) в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР.
Известен способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах водографитового ядерного реактора типа РБМК-1000 в режиме отсутствия кипения теплоносителя в контуре, включающий внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода теплоносителя [Емельянов И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов, М.: Энергоиздат, 1982, с.206-208].
В известном способе возмущение по нейтронному потоку в активной зоне реактора вызывают вертикальным перемещением стержня системы управления и защиты (СУЗ) от одного фиксированного положения до другого и регистрируют изменение азотной активности теплоносителя во времени. При этом, рассчитав заранее объем петли пароводяной коммуникации и определив время переноса радиоактивной метки до места контроля азотной активности штатной системой контроля герметичности оболочек (СКГО), рассчитывают расход теплоносителя через любой технологический канал реактора.
Недостатками известного способа являются недостаточная точность и достоверность.
Наиболее близким из известных технических решений является способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах (ТК) водографитового ядерного реактора [патент РФ №2252461, опубл. 20.05.2005] в режиме отсутствия кипения. Способ основан на измерении времени переноса некипящим теплоносителем радиоактивной метки. Данный способ, выбранный в качестве прототипа, включает внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, вызывающего изменение азотной активности теплоносителя для образования метки, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода. Для контроля изменения азотной гамма-активности используются боковые ионизационные камеры (БИК) и детекторы штатной СКГО. Момент создания метки определяют по изменению тока ближайшей БИК, а момент прихода метки к детектору СКГО - по изменению азотной гамма-активности детектора СКГО.
Главным недостатком способа-прототипа является то обстоятельство, что для его реализации необходим принудительный вывод реактора из стационарного состояния, для чего регулирующим стержнем СУЗ проводят серию возмущений по нейтронному потоку. Таким образом, для реализации существующего способа-прототипа требуется вносить изменения в регламент управления реактором, в результате чего такая процедура контроля расхода теплоносителя первого конура не обеспечивает непрерывность проводимых измерений. Также недостатком способа является то, что он не обеспечивает достаточно высокой точности измерений, так как регистрируемая гамма-активность теплоносителя включает помимо информативной части и фоновую часть (радиоактивные примеси в теплоносителе и радиоактивные осадки на поверхности технологического канала, гамма-фон, создаваемый конструкционными материалами технологического помещения). Кроме того, для исключения фоновой части, способ-прототип предполагает использование большого количества защитного материала, который поглощает помимо большей части фоновых и часть полезных гамма-квантов, вследствие чего также снижается точность проводимых измерений и, следовательно, достоверность результатов расчета расхода теплоносителя.
Настоящее техническое решение направлено на создание способа измерения расхода теплоносителя первого контура корпусного ядерного реактора типа ВВЭР. Технический результат заключается в непрерывности измерения расхода теплоносителя при более высокой точности и, как следствие, повышении достоверности результатов измерений.
Указанный технический результат достигается тем, что в способе измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, включающем внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора перемещением регулирующих стержней, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в первом контуре реактора и последующий расчет расхода, согласно заявляемому техническому решению возмущение по нейтронному потоку вносят перемещением стержней СУЗ в режиме автоматического регулирования нейтронной мощности реактора, измерение расхода теплоносителя осуществляют в непрерывном режиме, а регистрацию изменения азотной активности теплоносителя ведут по нейтронной активности изотопа 17N.
В заявляемой совокупности отличительные признаки вместе с известными дают возможность исключить необходимость принудительного вывода ядерного реактора из стационарного состояния для образования радиоактивной метки, благодаря этому при измерении расхода теплоносителя представленным способом не требуется вносить изменения в регламент управления реактором. Кроме того, измерение расхода теплоносителя производится непрерывно по нейтронной активности изотопа 17N, в результате чего повышается точность измерений за счет полного исключения влияния фоновой составляющей на результаты измерений.
Способ измерения расхода теплоносителя согласно изобретению разработан применительно к корпусным реакторам типа ВВЭР и осуществляется следующим образом.
Предлагаемый способ основан на измерении времени переноса теплоносителем метки между двумя детекторами. В качестве метки в способе используется нейтронная активность изотопа 17N. В рамках регламента автоматического регулирования нейтронной мощности реактора, находящегося в стационарном состоянии, регулирующие стержни СУЗ совершают перемещения, которые вызывают изменение нейтронного потока реактора, что влечет за собой также и изменение уровня активации ядер кислорода, в результате чего в теплоносителе образуется радиоактивная метка.
Активация ядер кислорода происходит следующим образом.
Под воздействием быстрых нейтронов в активной зоне реактора в водном теплоносителе первого контура протекает реакция 17О(n,p)17N, в результате которой образуется короткоживущий радионуклид
Figure 00000001
Азот-17, в свою очередь, (преимущественно ~95%) претерпевает радиоактивный распад вида:
17N→17O+n
с образованием кислорода-17 и нейтрона n с энергиями 406 (45% числа распадов), 1220 (45% числа распадов) и 1790 (5% числа распадов) кэВ.
Нейтронную активность Азота-17 качественно регистрируют урановые камеры деления (КД). Момент создания метки определяют по изменению азотной активности теплоносителя (скорости счета) в точке расположения первой КД, находящейся на выходе реактора, а момент прихода метки - по изменению азотной активности теплоносителя в точке расположения второй КД.
При проведении измерения расхода теплоносителя регистрируют импульсные сигналы, пропорциональные интенсивности азотной активности теплоносителя в точках расположения первой и второй КД. Для определения времени протекания теплоносителем участка трубопровода реактора от первой КД до отметки расположения второй КД необходимо рассчитать корреляционную функцию (fKORR(τ)):
fKORR(τ)=ΣfАЗОТ(tK-τ)·fКД1(tK),
где:
τ - время протекания теплоносителем объема трубопровода первого контура между двумя КД;
fАЗОТ(tK-τ) - азотная активность как функция времени;
fКД1(tК) - ток ближайшей (первой) КД как функция времени.
Суммирование ведут по индексу "К" за все время регистрации.
Время протекания теплоносителем указанного выше объема будет равно величине τ, при которой достигнут максимум функции fKORR(τ).
Объемный расход теплоносителя первого контура реактора (G) за время τ протекания теплоносителем между двумя КД рассчитывают по формуле:
G=V/τ,
где: V - объем участка трубопровода первого контура реактора между точками расположения первой и второй КД.
Расчет V проводят на основе рабочей конструкторской документации энергоблока.
Таким образом, предлагаемый способ путем исключения необходимости принудительного вывода ядерного реактора из стационарного состояния для образования радиоактивной метки значительно упрощает процедуру измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, и тем самым обеспечивается непрерывность проводимых измерений. Кроме того, измерение расхода теплоносителя производится по нейтронной активности изотопа 17N, в результате чего повышается точность измерений за счет полного исключения влияния фоновой составляющей на результаты измерений.

Claims (1)

  1. Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, включающий внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора перемещением регулирующих стержней системы управления и защиты, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в первом контуре реактора и последующий расчет расхода теплоносителя, отличающийся тем, что возмущение по нейтронному потоку вносят перемещением стержней системы управления и защиты в режиме автоматического регулирования нейтронной мощности реактора, измерение расхода теплоносителя осуществляют в непрерывном режиме, а регистрацию изменения азотной активности теплоносителя ведут по нейтронной активности изотопа 17N.
RU2011116361/07A 2011-04-25 2011-04-25 Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора RU2457558C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011116361/07A RU2457558C1 (ru) 2011-04-25 2011-04-25 Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011116361/07A RU2457558C1 (ru) 2011-04-25 2011-04-25 Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2457558C1 true RU2457558C1 (ru) 2012-07-27

Family

ID=46850837

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011116361/07A RU2457558C1 (ru) 2011-04-25 2011-04-25 Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2457558C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2675380C1 (ru) * 2018-05-15 2018-12-19 Григорий Леонидович Пономаренко Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1344216A (en) * 1971-08-12 1974-01-16 Westinghouse Electric Corp Nuclear failed fuel detection
RU2071131C1 (ru) * 1993-05-11 1996-12-27 Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина Способ проверки системы контроля расхода теплоносителя в канале ядерного реактора и устройство для его реализации
RU2252461C2 (ru) * 2003-01-10 2005-05-20 Открытое акционерное общество Всероссийский Научно-исследовательский Институт по эксплуатации атомных электростанций (ОАО ВНИИ АЭС) Способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах водографитового ядерного реактора

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1344216A (en) * 1971-08-12 1974-01-16 Westinghouse Electric Corp Nuclear failed fuel detection
RU2071131C1 (ru) * 1993-05-11 1996-12-27 Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина Способ проверки системы контроля расхода теплоносителя в канале ядерного реактора и устройство для его реализации
RU2252461C2 (ru) * 2003-01-10 2005-05-20 Открытое акционерное общество Всероссийский Научно-исследовательский Институт по эксплуатации атомных электростанций (ОАО ВНИИ АЭС) Способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах водографитового ядерного реактора

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2675380C1 (ru) * 2018-05-15 2018-12-19 Григорий Леонидович Пономаренко Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6400685B2 (ja) 原子炉運転停止時におけるホウ素希釈監視方法
JP5542150B2 (ja) 臨界未満反応度測定方法
JP2006322727A (ja) 軸方向ボイド率分布測定方法および収納装置収納前の燃料集合体中性子増倍率評価方法
Hu et al. Developing the californium interrogation prompt neutron technique to measure fissile content and to detect diversion in spent nuclear fuel assemblies
RU2457558C1 (ru) Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора
Matsuura et al. Non-destructive gamma-ray spectrometry on spent fuels of a boiling water reactor
Kröhnert et al. Freshly induced short-lived gamma-ray activity as a measure of fission rates in lightly re-irradiated spent fuel
Roland et al. Neutron noise measurement in the CROCUS reactor
JP2012163379A (ja) 燃料集合体ガンマ線測定装置
Mesquita et al. Development of methods for monitoring and controlling power in nuclear reactors
RU2450377C1 (ru) Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления
Unruh et al. In-core flux sensor evaluations at the ATR critical facility
RU2200988C2 (ru) Способ измерения потока нейтронов в энергетическом реакторе
Tsypin et al. 16N γ-ray diagnostics of a nuclear reactor in a nuclear power plant
JP4358026B2 (ja) 沸騰水型原子炉のボイド率分布測定方法
Dimitrov Ex-Vessel Reactor Dosimetry for Units 5 and 6 of Kozloduy NPP–Current Status and Future Prospects
Bigham et al. Effective fission cross sections and neutron spectra in an NRX type uranium metal rod
Mattsson et al. Utilisation of 16 N in Nuclear Power Plants
Wu et al. 235U enrichment detection system for nuclear fuel rod based on compact DD neutron generator
Aleksandrov et al. lnvestigation of β-Emission Methods of Monitoring Coolant Water Level in Nuclear Power Plants
Hausner et al. Calculation of spatial weight function of the SNM-11 ex-core detector for VVER-440 reactor
Hori et al. Non-destructive assay of nuclear materials using a self-indication method
Mattsson et al. Utilisation of {sup 16} N in Nuclear Power Plants
RU2553722C1 (ru) Способ калибровки каналов измерения плотности нейтронного потока, предназначенных для измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора
Yoo et al. Ex-Vessel Neutron Dosimetry Programs for PWRs in Korea

Legal Events

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

Effective date: 20150426

NF4A Reinstatement of patent

Effective date: 20160327