RU2465660C1 - Способ определения парового коэффициента реактивности - Google Patents

Способ определения парового коэффициента реактивности Download PDF

Info

Publication number
RU2465660C1
RU2465660C1 RU2011106567/07A RU2011106567A RU2465660C1 RU 2465660 C1 RU2465660 C1 RU 2465660C1 RU 2011106567/07 A RU2011106567/07 A RU 2011106567/07A RU 2011106567 A RU2011106567 A RU 2011106567A RU 2465660 C1 RU2465660 C1 RU 2465660C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
power
change
reactivity
rcc
Prior art date
Application number
RU2011106567/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2011106567A (ru
Inventor
Александр Николаевич Фадеев (RU)
Александр Николаевич Фадеев
Игорь Федорович Моисеев (RU)
Игорь Федорович Моисеев
Original Assignee
Александр Николаевич Фадеев
Игорь Федорович Моисеев
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 Александр Николаевич Фадеев, Игорь Федорович Моисеев filed Critical Александр Николаевич Фадеев
Priority to RU2011106567/07A priority Critical patent/RU2465660C1/ru
Publication of RU2011106567A publication Critical patent/RU2011106567A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2465660C1 publication Critical patent/RU2465660C1/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 способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок атомных электростанций. Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности кипящий, канальный), включающий выполнение измерений быстрого мощностного коэффициента реактивности (БМКР) при «взвешивании» участка стержней АР. Возмущения по плотности теплоносителя путем значительного изменения РПВ, осуществляемого дистанционно задвижками питательных узлов при переходе из штатного автоматического режима в режим дистанционного (ручного) управления уровнем воды в БС, не производятся, сложный теплогидравлический расчет изменения паросодержания также не выполняется, а измерения БМКР непосредственно используются для получения оценки ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, и определение ПКР по результатам измерений БМКР производится на основе использования структурного соотношения, связывающего эти параметры
Figure 00000033
где αT - топливный температурный коэффициент реактивности;
Figure 00000034
- значение ПКР, соответствующее аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, по формуле
Figure 00000035
с учетом постоянства допплеровской составляющей БМКР
Figure 00000032
, равной 3.3·10-4 β/МВт. Изобретение позволяет повысить надежность и безопасность эксплуатации РУ. 1 ил.

Description

Изобретение относится к способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, к способам определения парового (пустотного) коэффициента реактивности - ПКР (αφ) на АЭС с реакторами РБМК. Ценность ПКР как характеристики реактора заключатся в том, что ее можно измерять и тем самым контролировать эффект обезвоживания реактора - важнейшую характеристику ядерной безопасность этих реакторов, экспериментально определяемую лишь в исключительных случаях. Такая возможность предопределяется устойчивым, стабильным соотношением между двумя этими параметрами.
Известен взятый в качестве прототипа (РДЭО 1.1.2.09.0137-2009 [1]) способ определения αφ, заключающийся в обработке данных серии специальных опытов, состоящих в регистрации изменения реактивности реактора при внесении возмущения технологических параметров, приводящего к изменению объемного паросодержания в каналах реактора. В комплексной методике (КМ) [1] предусмотрена реализация изменения паросодержания путем внесения симметричных по сторонам реактора возмущений расхода питательной воды (РПВ), осуществляемых дистанционно задвижками питательных узлов, причем РПВ изменяют одновременно по обеим сторонам реактора на 200÷400 т/ч. После каждого возмущения делается выдержка ~2 мин, в течение которой замеряется изменение реактивности по компенсирующей отработке (перемещению) стержней суммарного или локального автоматического регулятора мощности (АР, ЛАР) с учетом изменения мощности реактора в зоне нечувствительности АР. Для пересчета этой отработки на изменение реактивности проводится дополнительный вспомогательный опыт по "взвешиванию" участка стержней АР. "Вес" (эффективность) участка стержней, погруженного в активную зону, определяется с помощью аттестованного реактиметра или обработкой кривой переходного процесса мощности на компьютере.
Идеология определения входного возмущения и, в конечном счете, величины αφ, через экспериментальную оценку «компенсаторов» в виде перемещения стержней АР и изменения тепловой мощности реактора ΔW в зоне нечувствительности АР (ЛАР) опирается на использование балансного уравнения для реактивности [1]:
Figure 00000001
Здесь:
Figure 00000002
- значение ПКР, соответствующее композитному аксиальному профилю изменения паросодержания, вызванному изменением энтальпии теплоносителя на входе в активную зону и дальнейшим изменением мощности реактора в опыте;
Δφполн - полное изменение паросодержания в опыте (рассчитывается по алгоритму штатной программы ТРАКТ на основе комплекса параметров, необходимого для определения ПКР, непрерывно регистрируемого в ходе опытов на оперативной рабочей станции физических измерений (ОРС-Ф));
ΔW - изменение мощности реактора в зоне нечувствительности АР (измеряется);
Figure 00000003
- изменение реактивности при перемещении стержней АР (рассчитывается с использованием результатов опыта по «взвешиванию» четверки стержней АР (ΔρAP);
αT - топливный температурный коэффициент реактивности;
∂Т/∂W - частная производная функций температуры топлива по мощности. В [1] принято, что допплеровская составляющая быстрого мощностного коэффициента реактивности (БМКР, αw) принята равной константе
Figure 00000004
(оценка по данным измерений на 0.8-1.0 номинальной мощности).
Значение
Figure 00000005
для отдельного опыта определяется согласно уравнению (1) по формуле:
Figure 00000006
где j - номер опыта.
Итоговая величина ПКР по серии опытов рассчитывается как средняя взвешенная, с весами возмущений РПВ
Figure 00000007
в левой и правой половине реактора в каждом опыте:
Figure 00000008
Цикл возмущения РПВ по+200/-400 т/ч на сторону с последующим возвращением РПВ в исходное состояние производится троекратно с промежуточной стабилизацией параметров реактора.
После окончания циклов возмущения РПВ и стабилизации параметров реактора в течение ~2 мин производится «взвешивание» четверки стержней АР на участке, близком к участку отработки стержней при внесении возмущений по РПВ. При выполнении опыта по «взвешиванию» четверки стержней АР изменение реактивности в результате ввода в активную зону стержней АР компенсируется вследствие изменения мощности реактора (мощностная обратная связь):
Figure 00000009
После "взвешивания" выполняется экспресс-оценка эффективности («веса») стержней на рабочем участке (учитываются поправки на проявление обратной связи по мощности во время ввода стержней), а также оценка величины БМКР (αw), как:
Figure 00000010
Недостатками данного способа определения ПКР являются:
1. Снижение надежности и безопасности работы РУ вследствие необходимости перевода регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах (БС) с автоматического на дистанционное управление. При изменении РПВ особого внимания операторов требует контроль вносимых возмущений РПВ, изменение уровней в БС и запасы до действующих уставок защит по этим параметрам. Прежде всего, это относится к состоянию после отрицательного возмущения РПВ: в этом случае не только собственно РПВ изменяются в сторону уставок защит, но через 35 с сами уставки вслед за мощностью реактора могут увеличиться на 0.5-1% навстречу изменению РПВ.
2. Снижение надежности и безопасности работы РУ вследствие необходимости перехода из штатного режима локального автоматического управления распределением энерговыделения (режим (ЛАР)) в режим автоматического регулирования мощности (режим АР).
3. Существенная продолжительность самих опытов (как правило, более часа) и подготовительного периода с жесткими ограничениями по поддержанию мощности реактора на постоянном уровне в течение суток.
4. Сложная математическая обработка опытов, применение несовершенных теплогидравлических моделей для расчета изменения паросодержания.
5. Балансные уравнения записаны в приближении пренебрежения медленными обратными связями по ксенону и температуре графита.
6. Вследствие несовершенства ряда редакций КМ, допускавших возможность использования разных форматов балансных уравнений для реактивности при обработке измерений, неизбежного субъективизма в процедуре расстановки меток, ограничивающие отклик реактора на возмущение РПВ, а также возможности использования различных сигналов нейтронной мощности (от внутриреакторных датчиков или от боковых ионизационных камер) при выполнении измерений, сопоставление результатов измерений на разных АЭС вызывало затруднения.
Предлагаемым изобретением решается задача повышения надежности и безопасности работы РУ при контроле ПКР, так как исключается потенциально-опасный этап, связанный с переводом регуляторов уровня воды в БС с автоматического на дистанционное управление для создания значительных возмущений РПВ в активной зоне РУ. Кроме того, существенно сокращается время измерений и резко упрощается процедура их обработки.
Для получения такого технического результата необходимо посредством выполнения процедуры «взвешивания» центральной четверки стержней АР реализовать только контроль величины БМКР.
Отличительный признак предлагаемого способа заключается в том, что результаты измерений БМКР непосредственно используются для получения оценки ПКР.
Циклы возмущения РПВ, приводящего к изменению объемного паросодержания в каналах реактора, с синхронной регистрацией параметров, существенных для определения αφ, исключены.
Новым элементом в обработке измерений БМКР, ранее носивших вспомогательный характер (их результаты использовались для обработки основной серии опытов с возмущением РПВ), в предлагаемом способе является использование величины БМКР для определения ПКР в виде
Figure 00000011
, т.е. оценки ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате изменения мощности реактора, посредством использования структурного соотношения, связывающего БМКР и
Figure 00000012
.
В результате практического применения предлагаемого способа повышается надежность и безопасность эксплуатации РУ вследствие отсутствия необходимости создания возмущений по плотности теплоносителя путем значительного изменения РПВ, осуществляемого дистанционно задвижками питательных узлов при переходе из штатного автоматического режима в режим дистанционного (ручного) управления уровнем воды в БС. По этой же причине во много раз (до нескольких минут вместо полутора - двух часов) сокращается время измерений, а их обработка не требует применения сложных математических моделей. Кроме того, безусловно достигается важная цель сопоставимости результатов измерений на разных АЭС, поскольку гарантируется единообразие процедуры выполнения измерений и их обработки.
Гарантией надежности оценок
Figure 00000012
и пригодности этого параметра для контроля эффекта обезвоживания реактора явилась бы четко прослеживаемая стабильность различий (постоянство такого различия) между
Figure 00000012
и экспериментальными оценками ПКР, получаемыми при измерениях с возмущением РПВ
Figure 00000013
. Предлагаемое изобретение иллюстрируется фигурой 1, на которой изображено распределение отклонений
Figure 00000014
для Курской (КуАЭС), Смоленской (САЭС) и Ленинградской (ЛАЭС) АЭС.
Предлагаемый способ определения ПКР осуществляется посредством выполнения измерений БМКР при «взвешивании» участка центральной четверки стержней АР с дальнейшим использованием разделения составляющих в определении этого параметра. Для этого осуществляется кратковременный перевод регулирования мощности реактора из штатного режима ЛАР в режим АР. Затем стержни АР переводятся на ручное управление и однократным воздействием на ключ ручного управления вводятся в активную зону на 0,4÷0,5 м. Вводимая реактивность регистрируется на ОРС-Ф ведущего инженера управления реактором (ВИУР) и/или реактиметром (на шкале 0,05 βэф). После перемещения стержней делается выдержка в течение ~1 мин. По окончании выдержки АР включается в работу, возвращаясь в исходное положение, и мощность реактора восстанавливается.
По результатам измерений БМКР на основе использования структурного соотношения, связывающего БМКР и ПКР в виде
Figure 00000012
[1]:
Figure 00000015
производится определение величины
Figure 00000012
, т.е. оценки величины ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, по формуле:
Figure 00000016
В этом соотношении допплеровская составляющая БМКР
Figure 00000017
близка к константе и ее оценка известна [1], равно как хорошо известна оценка величины ∂φ/∂W - функции, близкой к линейной в диапазоне мощности реактора 700-3200 МВт и табулированной в [1].
На стадии тестирования предложенного метода контроля ПКР проводилось сравнение оценок
Figure 00000012
с экспериментальными оценками ПКР, получаемыми при измерениях с возмущением РПВ
Figure 00000018
на предмет контроля стабильности различий между ними.
Для оценки масштаба и устойчивости таких различий использовалась информация, содержащаяся в базе данных (БД) результатов измерений, ведущейся в Центре 360 ВНИИАЭС с 1993 г. для всех АЭС с РБМК. Поскольку прежняя редакция РДЭО (2005 г.) [3] при обработке измерений допускала использование различных форм балансных уравнений, которым отвечали различные оценки ПКР, соответствующие разным аксиальным профилям изменения паросодержания, то БД на протяжении многих лет пополнялась разнородными оценками ПКР. Это обстоятельство ограничивало возможности сопоставления результатов измерений, обрабатывавшихся на разных энергоблоках различным образом. По этой же причине следовало ожидать определенной «размазанности» различий между оценками
Figure 00000012
и разнородными экспериментальным оценками ПКР, содержащимися в БД.
При тестировании предложенного метода контроля ПКР обрабатывались реальные измерения αw, являющиеся составной частью измерений ПКР, на блоках КуАЭС, САЭС и ЛАЭС на предмет сравнения получаемых из них значений
Figure 00000012
с оценками ПКР по штатным измерениям за те же даты. При обработке использовалась формула (7).
На фиг. 1 представлены гистограммы распределения смещений
Figure 00000019
относительно
Figure 00000012
. Судя по гистограммам распределения величины
Figure 00000020
вид распределение указанных смещений, действительно, имеет несколько размытый максимум, локализуемый в ожидаемой положительной области в районе ~0,05-0.15 β. Полученные распределения величины
Figure 00000021
близки к нормальному, параметры распределений свидетельствуют о том, что результаты штатных измерений ПКР хорошо воспроизводятся с применением предложенного подхода по формуле:
Figure 00000022
где α - константа несколько разная для разных АЭС, примерно равная 0,05-015 β.
Среднеквадратичное отклонение
Figure 00000023
от реальных результатов измерений
Figure 00000024
составляет согласно фигуре 1 не более 0,20 β для всех АЭС с РБМК, что лишь немного выше характерной величины погрешности самих измерений
Figure 00000024
, с доверительной вероятностью 67%, составляющей ~0,1 β.
В итоге проведенных тестов на основе использования базы данных с результатами измерения ПКР и БМКР и базы данных с расчетными оценками этих величин получены следующие основные результаты:
Показана устойчивость, стабильность различия между результатами измерений ПКР
Figure 00000025
и оценками ПКР по результатам измерения БМКР
Figure 00000026
, оценен масштаб этого различия.
Перспективность предложенного способа контроля ПКР по результатам измерения БМКР подкрепляется достижением цели сопоставимости результатов контроля на разных АЭС. Такой результат гарантируется однозначным подходом к проведению измерений БМКР в отличие от многолетней практики контроля ПКР посредством создания возмущений по плотности теплоносителя, допускавшей различную трактовку в технологии обработки измерений. Для достижения цели сопоставимости в рамках предложенного подхода требуется соблюдать лишь минимальные требования по единообразному проведению измерений БМКР - обязательное использование сигналов мощности реактора по датчикам ВРД.
Изложенный подход предопределяет возможность отказа от длительных непосредственных измерений ПКР, сопряженных со сложной математической обработкой, и, безусловно, перспективен как штатный способ контроля ПКР на АЭС.
В настоящее время предлагаемый способ готовится к внедрению в опытно-промышленную эксплуатацию на всех АЭС с РБМК-1000.

Claims (1)

  1. Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности кипящий, канальный), включающий выполнение измерений быстрого мощностного коэффициента реактивности (БМКР) при «взвешивании» участка стержней АР, отличающийся тем, что возмущения по плотности теплоносителя путем значительного изменения РПВ, осуществляемого дистанционно задвижками питательных узлов при переходе из штатного автоматического режима в режим дистанционного (ручного) управления уровнем воды в БС, не производятся, сложный теплогидравлический расчет изменения паросодержания также не выполняется, а измерения БМКР непосредственно используются для получения оценки ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, и определение ПКР по результатам измерений БМКР производится на основе использования структурного соотношения, связывающего эти параметры
    Figure 00000027

    где αT - топливный температурный коэффициент реактивности;
    Figure 00000028
    ,
    Figure 00000029
    - частные производные функции температуры топлива и паросодержания по мощности,
    Figure 00000029
    - хорошо известная функция, табулированная во всем энергетическом диапазоне мощности реактора;
    Figure 00000030
    - значение ПКР, соответствующее аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, по формуле
    Figure 00000031

    с учетом постоянства допплеровской составляющей БМКР
    Figure 00000032
    , равной 3,3·10-4 β/МВт.
RU2011106567/07A 2011-02-24 2011-02-24 Способ определения парового коэффициента реактивности RU2465660C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011106567/07A RU2465660C1 (ru) 2011-02-24 2011-02-24 Способ определения парового коэффициента реактивности

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011106567/07A RU2465660C1 (ru) 2011-02-24 2011-02-24 Способ определения парового коэффициента реактивности

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2011106567A RU2011106567A (ru) 2012-08-27
RU2465660C1 true RU2465660C1 (ru) 2012-10-27

Family

ID=46937369

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011106567/07A RU2465660C1 (ru) 2011-02-24 2011-02-24 Способ определения парового коэффициента реактивности

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2465660C1 (ru)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108986939B (zh) * 2018-07-19 2020-07-24 广西防城港核电有限公司 用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法
CN111048221B (zh) * 2019-12-26 2021-08-13 西安交通大学 精确获得快中子反应堆瞬态过程中反应性反馈变化的方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2136062C1 (ru) * 1996-04-16 1999-08-27 Концерн "Энергоатом" Способ определения парового коэффициента реактивности
RU2280908C1 (ru) * 2004-12-31 2006-07-27 Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ОАО "ВНИИАЭС") Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2136062C1 (ru) * 1996-04-16 1999-08-27 Концерн "Энергоатом" Способ определения парового коэффициента реактивности
RU2280908C1 (ru) * 2004-12-31 2006-07-27 Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ОАО "ВНИИАЭС") Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ЧЕРКАШОВА Ю.М. Канальный ядерный реактор РБМК. - М.: Изд-во «ГУП НИКИЭТ», 2006, с.220-224. Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000. РДЭО 1.1.2.09.0137-2009. - М., 2009. ГАНЕВ И.Х. Физика и расчет реактора. - М.: Энергоиздат, 1981, с.273-284. *

Also Published As

Publication number Publication date
RU2011106567A (ru) 2012-08-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4330367A (en) System and process for the control of a nuclear power system
US4080251A (en) Apparatus and method for controlling a nuclear reactor
JP5954902B2 (ja) 原子炉の炉心の出力分布をモニターする方法
US4318778A (en) Method and apparatus for controlling a nuclear reactor
CN111587460B (zh) 亚临界堆芯反应性偏差预测技术
CN105280253B (zh) 操作反应堆堆芯功率的方法及系统
Fratoni et al. Molten salt reactor experiment benchmark evaluation
Lemes et al. Inclusion of models to describe severe accident conditions in the fuel simulation code DIONISIO
US20100158185A1 (en) Method and apparatus of estimating dryout properties in a nuclear light water reactor
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
RU2465660C1 (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности
JPH06347586A (ja) 沸騰水形原子炉における炉心の乾燥に関する監視方法
Hussain et al. Estimation of reactivity and average fuel temperature of a pressurized water reactor using sliding mode differentiator observer
Adoo et al. Determination of thermal hydraulic data of GHARR-1 under reactivity insertion transients using the PARET/ANL code
Feng et al. Dynamic response of the HTR-10 under the control rod withdrawal test without scram
Grgić et al. Coupled code calculation of rod withdrawal at power accident
Ilas et al. SmAHTR-CTC neutronic design
KR20120030287A (ko) 중수로의 노심출력 예측방법
Lorenzo et al. Assessment of an isolation condenser of an integral reactor in view of uncertainties in engineering parameters
RU2280908C1 (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк
Shen et al. Application of a neural network based feedwater controller to helical steam generators
Chen et al. Progress of the HTR-10 measured data utilization
Huang et al. Calculation of boron concentration dependent reactivity versus moderator density curve with application on ATWS analysis for Maanshan PWR plant
Li et al. The development of HOLLY code and single-point ex-core detectors calibration method

Legal Events

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

Effective date: 20150225