RU2650494C2 - Способ контроля разбавления бора при простое реактора - Google Patents

Способ контроля разбавления бора при простое реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2650494C2
RU2650494C2 RU2016119363A RU2016119363A RU2650494C2 RU 2650494 C2 RU2650494 C2 RU 2650494C2 RU 2016119363 A RU2016119363 A RU 2016119363A RU 2016119363 A RU2016119363 A RU 2016119363A RU 2650494 C2 RU2650494 C2 RU 2650494C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
value
count rate
range
average
Prior art date
Application number
RU2016119363A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2016119363A (ru
Inventor
Майкл К. ПРИБЛ
Эндрю М. БАНКЕР
Майкл Д. ХЕЙБЕЛ
Original Assignee
Вестингхаус Электрик Компани Ллс
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 Вестингхаус Электрик Компани Ллс filed Critical Вестингхаус Электрик Компани Ллс
Publication of RU2016119363A publication Critical patent/RU2016119363A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2650494C2 publication Critical patent/RU2650494C2/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N23/00—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00
    • G01N23/005—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by using neutrons
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N23/00—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00
    • G01N23/02—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by transmitting the radiation through the material
    • G01N23/06—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by transmitting the radiation through the material and measuring the absorption
    • G01N23/09—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by transmitting the radiation through the material and measuring the absorption the radiation being neutrons
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/108—Measuring reactor flux
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/112—Measuring temperature
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Biochemistry (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Immunology (AREA)
  • Pathology (AREA)
  • Toxicology (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Группа изобретений относится к контролю реактивности активной зоны ядерного реактора, а именно к контролю разбавления бора при простое реактора, способу контроля концентрации бора в системе охлаждения реактора при простое ядерной установки, содержащему следующие этапы: контроль выходного сигнала, представляющего скорость счета нейтронного детектора диапазона источника, расположенного снаружи корпуса реактора вблизи от активной зоны реактора, в зависимости от времени при простое установки; контроль температуры теплоносителя в зависимости от времени; генерация сигнала компенсации, применение сигнала компенсации к выходному сигналу скорости счета для получения скомпенсированного выходного сигнала скорости счета; идентификация предварительно выбранного увеличения в скомпенсированном выходном сигнале скорости счета. Имеется также вариант осуществления способа. Группа изобретений позволяет осуществлять точный и непрерывный контроль небольших изменений концентрации бора. 2 н. и 11 з.п. ф-лы., 2 ил.

Description

Область техники
[0001] Настоящее изобретение относится в целом к контролю реактивности активной зоны ядерного реактора в диапазоне источника и, более конкретно, к контролю разбавления бора при простое реактора.
Предшествующий уровень техники
[0002] В энергогенерирующей системе реактора с водой под давлением тепло генерируется в активной зоне корпуса высокого давления за счет цепной реакции деления, происходящей во множестве топливных стержней, установленных в активной зоне. Топливные стержни поддерживаются внутри тепловыделяющих сборок на определенном расстоянии друг от друга, где соответствующее пространство между топливными стержнями образует каналы теплоносителя, через которые протекает борированная вода. Водород в охлаждающей воде замедляет нейтроны, испускаемые из обогащенного урана в топливных стержнях, что увеличивает число ядерных реакций и повышает тем самым эффективность процесса. Направляющие втулки управляющих стержней размещаются в тепловыделяющих сборках в месте расположения топливных стержней, они служат для направления управляющих стержней, выполненных с возможностью вставляться или выниматься из активной зоны. При вставке управляющие стержни поглощают нейтроны и тем самым сокращают число ядерных реакций и количество тепла, образующегося в активной зоне. Из реактора через сборки теплоноситель течет в трубное пространство парогенераторов, где тепло передается воде уже в межтрубном пространстве парогенераторов при более низком давлении, что приводит к образованию пара, как правило, используемого для работы турбогенераторной установки для производства электроэнергии. Теплоноситель, выходящий из трубного пространства парогенератора, направляется главным насосом системы охлаждения обратно в реактор по петле замкнутого цикла для возобновления процесса.
[0003] Уровень мощности ядерного реактора, как правило, разделяют на три диапазона: диапазон источника или пуска, промежуточный диапазон и энергетический диапазон. Эти три диапазона, в свою очередь, могут быть поделены на шесть режимов: первый режим, в котором мощность составляет более пяти процентов; второй режим, в котором мощность составляет менее пяти процентов; третий режим, известный как режим горячего резерва, в котором температура теплоносителя выше 350°; четвертый режим, известный также как режим горячего останова, в котором температура теплоносителя ниже 350°; пятый режим, холодный останов, в котором температура теплоносителя составляет менее 200°; и шестой режим, режим перегрузки топлива, в котором соответствующая температура менее 140°. Уровень мощности реактора непрерывно контролируется для обеспечения безопасной эксплуатации. Такой контроль, как правило, осуществляется с помощью нейтронных детекторов, расположенных внутри и снаружи активной зоны реактора для измерения нейтронного потока реактора. Ввиду того, что нейтронный поток в реакторе в любой точке пропорционален числу делений в единицу времени, он также пропорционален уровню мощности.
[0004] Для измерения потока в диапазоне источника и промежуточном и энергетическом диапазонах мощности реактора использовались делительные и ионизационные камеры. Типовые делительные и ионизационные камеры способны работать на всех нормальных уровнях мощности, тем не менее, они, как правило, недостаточно чувствительны для того, чтобы точно определять нейтронный поток низкого уровня, излучаемый в диапазоне источника. Поэтому для контроля нейтронного потока при нахождении уровня мощности реактора в диапазоне источника, как правило, используются отдельные детекторы низкого уровня диапазона источника.
[0005] Реакции деления в активной зоне возникают при соударении свободных нейтронов надлежащего уровня энергии с атомами делящегося вещества, которое содержится в топливных стержнях. Эти реакции приводят к высвобождению большого количества тепловой энергии, которая отводится из активной зоны с помощью теплоносителя реактора, и к излучению дополнительных свободных нейтронов, способных к производству большего количества реакций деления. Некоторые из этих высвободившихся нейтронов покидают активную зону или поглощаются поглотителями нейтронов, например управляющими стержнями, и, следовательно, не вызывают обычных реакций деления. Путем регулирования количества поглощающего нейтроны вещества, присутствующего в активной зоне, скоростью процесса деления можно управлять. В делящемся веществе всегда имеют место случайные реакции деления, однако при простое активной зоны излучаемые нейтроны поглощаются с такой высокой скоростью, что поддерживаемого ряда реакций не возникает. Когда количество поглощающего нейтроны вещества уменьшено до того, что число нейтронов в данном поколении равняется числу нейтронов в предыдущем поколении, процесс становится самоподдерживающейся цепной реакцией и реактор находится в «критическом» состоянии. При критическом состоянии реактора величина нейтронного потока приблизительно на шесть порядков выше по сравнению с остановленным реактором. В некоторых реакторах для того, чтобы ускорить увеличение нейтронного потока в остановленной активной зоне в целях достижения эффективных интервалов перехода, в активной зоне реактора между топливными стержнями, содержащими делящееся вещество, имплантируется искусственный источник нейтронов. Этот искусственный источник нейтронов создает локализованное увеличение нейтронного потока, способствующее разгону реактора.
[0006] При отсутствии искусственного источника нейтронов отношение числа свободных нейтронов в некотором поколении к числу свободных нейтронов в предыдущем поколении называется «эффективным коэффициентом размножения нейтронов» (Keff) и используется в качестве меры реактивности реактора. Другими словами, мерой критичности для активной зоны является Keff, то есть отношение образования нейтронов к полной потере нейтронов, относящейся как к поглощениям, так и потерям. Когда Keff больше единицы, количество образующихся нейтронов больше, чем поглощаемых. Аналогично, когда Keff меньше единицы, количество поглощаемых нейтронов больше, чем образующихся. Когда Keff меньше единицы, реактор находится в «подкритическом» состоянии.
[0007] Во время простоя для перегрузки топлива крышка корпуса реактора удаляется вместе с верхней внутренней конструкцией для получения доступа к тепловыделяющим сборкам в активной зоне. Для обеспечения такого доступа управляющие стержни удаляются вместе с верхней внутренней конструкцией, однако для поддержания тепловыделяющих сборок в активной зоне с удаленными управляющими стержнями в подкритическом состоянии концентрацию бора в теплоносителе активной зоны увеличивают. Контроль концентрации бора в системе охлаждения реактора при простое установки является ключевым аспектом в проверке запаса подкритичности при простое реактора и предотвращении случайной критичности. При переходе от шестого режима ко второму после останова для перегрузки топлива установка изменит концентрацию борной кислоты примерно от 2300 млн-1 до 1800 млн-1. В течение этого переходного периода в останове имеется большое количество выполняемых мероприятий, которые требуют к себе внимания операторов электростанции. Как правило, запас подкритичности при останове реактора в основном контролируется периодическими замерами концентрации бора в системе охлаждения реактора и в административном порядке блокированием источников разбавления для предотвращения случайных разбавлений бора в системе охлаждения реактора. Большинство установок также снабжено устройствами контроля разбавления бора, которые дискретизируют выходные сигналы детекторов диапазона источника, фиксирующих статистически существенное увеличение скорости счета нейтронов, и обеспечивают аварийный сигнал при скорректированном вручную заданном увеличении скорости счета, например при удвоенной скорости счета.
[0008] Во время простоя для перегрузки топлива на одной коммерческой атомной электростанции в мае 2011 года концентрация бора в системе охлаждения реактора неожиданно уменьшилась от 2443 млн-1 до 1483 млн-1 в течение 24 ч из-за подтекающего клапана. Требуемая концентрация бора при останове была 1410 млн-1. Выходные сигналы детекторов диапазона источника увеличились в три раза, но оперативное управление связало это увеличение в основном с одновременным увеличением температуры системы охлаждения реактора. Ранее эта компания удалила свои вторичные искусственные источники нейтронов, которые снижают скорость их счета, фиксируемую детектором диапазона источника, и делают наблюдение за изменением реактивности в достаточно подкритическом состоянии более трудным. Хотя установка находилась под стандартным химическим контрольным наблюдением при останове с взятием проб каждые 24 ч и клапаны, создающие проточные части для разбавления, были закрыты и заперты, один, тем не менее, протекал. Одновременное увеличение температуры системы охлаждения реактора примерно от 325°F до 475°F, в то время как происходило разбавление, замаскировало воздействие на детекторы диапазона источника и снизило эффективность установленного вручную высокого нейтронного потока, вызывающего аварийный сигнал с автоматическим выключением установки.
[0009] Таким образом, требуется более чувствительная система обнаружения для идентификации изменений концентрации бора системы охлаждения реактора.
[0010] В соответствии с этим задачей настоящего изобретения является обеспечение такой динамической системы, которая будет непрерывно контролировать изменения концентрации бора для обнаружения тех изменений, которые могут быть с трудом обнаружены с помощью существующей методологии.
[0011] Еще одной задачей настоящего изобретения является точный контроль небольших изменений концентрации бора в течение с шестого рабочего режима по второй для защиты установки от случайной критичности.
[0012] Кроме того, объектом настоящего изобретения является создание такой системы, которая является достаточно надежной для того, чтобы позволить устранить эксплуатационные ограничения и конструктивные ограничения активной зоны, налагаемые существующими требованиями анализа аварийных ситуаций, связанных с разбавлением бора.
Сущность изобретения
[0013] Эти и другие задачи решаются с помощью способа контроля концентрации бора в системе охлаждения реактора при простое ядерной установки, который использует электрические выводы существующих контрольно-измерительных приборов установки. Данный способ контролирует выходной сигнал, представляющий скорость счета нейтронного детектора диапазона источника, расположенного снаружи корпуса реактора в непосредственной близости от активной зоны реактора, в зависимости от времени при простое установки. Также данный способ контролирует температуру теплоносителя в системе охлаждения реактора в зависимости от времени. Данный способ дополнительно генерирует сигнал компенсации, являющийся функцией контролируемой температуры, который в сочетании с выходным сигналом скорости счета нейтронов компенсирует выходной сигнал скорости счета по существу для любого изменения в выходном сигнале скорости счета, связанного с изменением температуры теплоносителя. Затем данный способ применяет сигнал компенсации к выходному сигналу скорости счета для получения скомпенсированного выходного сигнала скорости счета и идентифицирует предварительно выбранное увеличение в скомпенсированном выходном сигнале скорости счета.
[0014] В предпочтительном варианте осуществления сигнал компенсации определяется как коэффициент затухания температуры опускного участка (DTAF), заданный следующим выражением:
Figure 00000001
, (1)
где значение R является функцией расстояния между детектором диапазона источника и корпусом реактора и эффективного макроскопического сечения выведения нейтронов между детектором диапазона источника и топливными сборками на периферии активной зоны, а p представляет собой изменение плотности воды внутри корпуса реактора. Отклонение в скомпенсированном выходном сигнале скорости счета (ΔCc(t)) от выбранного опорного значения ΔC(ΔCR) является показателем того, что изменение реактивности происходит или уже произошло, и значение ΔCc(t) задано следующим выражением:
Figure 00000002
. (2)
Предпочтительно, чтобы применение методов распространения ошибок для определения ожидаемых случайных флуктуаций ΔCc от одного контролируемого набора выходных сигналов скорости счета до следующего позволяло выразить ожидаемый диапазон случайных флуктуаций ΔCc(ΔCE)в сущности следующим образом:
Figure 00000003
, (3)
где значение σCR является измеренным средним отклонением значительного количества измерений скорости счета диапазона источника, полученных в интервале окрестности t; значение C(t) представляет собой среднее значение данных, используемых для определения σCR; и число измерений скорости счета, используемых для определения σCR, представляет собой адресуемую оператором константу, которая является функцией от требуемого максимального значения σCR, необходимого для получения желаемой чувствительности обнаружения изменения реактивности. Если в вышеприведенном варианте осуществления ΔC(t) находится вне ожидаемого диапазона ΔC, определяемого вышеприведенной формулой (3), то описываемый способ определяет, что изменение реактивности происходит или уже произошло. Предпочтительно, чтобы выбранное количество последовательных выборок ΔC(t) определялось с заданной долей выборок, лежащих за пределами ожидаемого диапазона ΔC, до идентификации того, что происходит изменение реактивности. В одном из вариантов осуществления выбранное число последовательных выборок составляет около десяти.
Краткое описание чертежей
[0015] Более глубокое понимание настоящего изобретения может быть получено из следующего описания предпочтительных вариантов осуществления при прочтении совместно с прилагаемыми чертежами, на которых:
[0016] Фиг.1 является схематическим представлением первичной стороны системы производства ядерной энергии; и
[0017] Фиг.2 представляет собой график отношения скоростей счета в зависимости от температуры холодной ветви системы охлаждения реактора для ожидаемой скорости счета и измеренной скорости счета.
Описание предпочтительного варианта осуществления
[0018] Фиг.1 иллюстрирует первичную сторону ядерной электрогенерирующей установки 10, в которой ядерная паропроизводящая установка 12 подает пар для запуска турбогенератора (не показан) для производства электроэнергии. Ядерная паропроизводящая установка 12 содержит реактор 14 с водой под давлением, который включает в себя активную зону 16, размещенную внутри корпуса 18 высокого давления. В результате реакций деления в активной зоне 16 реактора образуется тепло, которое поглощается теплоносителем реактора, таким как вода, протекающим через активную зону. Нагретый теплоноситель циркулирует по трубопроводу 20 горячей ветви в парогенератор 22. Теплоноситель реактора возвращается в реактор 14 из парогенератора 22 с помощью главного насоса 24 системы охлаждения по трубопроводу 26 холодной ветви. Как правило, реактор с водой под давлением имеет по меньшей мере два, а зачастую и три или четыре парогенератора 22, каждый из которых снабжается нагретым теплоносителем через горячую ветвь 20, которая вместе с холодной ветвью 26 и главным насосом 24 системы охлаждения образует первичный контур. Каждый первичный контур поставляет пар в турбогенератор. На фиг.1 показаны два таких контура.
[0019] Теплоноситель, возвращаемый в реактор 14, течет вниз по кольцевому опускному участку и затем вверх через активную зону 16. Реактивность активной зоны и, следовательно, выходная мощность реактора 14 управляются на кратковременной основе с помощью управляющих стержней, которые могут выборочно вводиться в активную зону. Длительное изменение реактивности регулируется путем управления концентрацией замедлителя нейтронов, такого как растворенный в теплоносителе бор. Изменение концентрации бора равномерно отражается на реактивности всей активной зоны за счет циркуляции теплоносителя по всей активной зоне. С другой стороны, управляющие стержни оказывают влияние на локальную реактивность и, следовательно, приводят к асимметрии осевого и радиального распределения мощности в активной зоне 16. Условия в активной зоне 16 контролируются несколькими различными системами датчиков. Они включают в себя систему 28 внереакторных детекторов, которая измеряет нейтронный поток, покидающий реактор 14. Внереакторные детекторы 28 включают в себя детекторы диапазона источника, используемые при останове реактора, детекторы промежуточного диапазона, используемые во время запуска и останова, и детекторы энергетического диапазона, используемые при работе реактора на мощности, превышающей приблизительно пять процентов. Внутризонные детекторы также обычно используются при работе на мощности.
[0020] Как известно специалистам в данной области техники, изменения скорости счета (ΔC) детектора диапазона источника могут быть определены по соответствующим изменениям Keff активной зоны. В идеальном случае изменение реактивности между опорным Keff(KR) и некоторым условным значением Keff(K1) в момент времени t, как правило, выражается следующим образом:
Figure 00000004
. (4)
Также было показано, что изменения температуры системы охлаждения реактора вызывают изменения в измеренном отклике детектора диапазона источника вследствие изменения плотности (p) воды внутри корпуса реактора. Измеренная скорость счета диапазона источника в любой момент времени и соответствующая температура системы охлаждения реактора (T1) могут быть скорректированы для учета отклонений от опорной температуры (TR) путем применения поправочного коэффициента, определяемого как коэффициент затухания температуры опускного участка (DTAF), который задан следующим выражением:
Figure 00000001
. (1)
Контролируемая температура системы охлаждения реактора может быть взята из холодной ветви, горячей ветви или как среднее обеих. Значение R является функцией расстояния между детектором диапазона источника и корпусом реактора и эффективного макроскопического сечения выведения нейтронов между детектором диапазона источника и топливными сборками на периферии активной зоны. R определяется либо эмпирически на основе измерений скорости счета, снятых при различных температурах при удержании постоянной реактивности активной зоны, либо аналитически с помощью стандартных методов теории переноса нейтронов. Если температура внутри корпуса реактора изменяется без соответствующего существенного изменения реактивности активной зоны, применение DTAF к измеренной скорости счета в течение изменения температуры будет служить для удержания скорректированного ΔC(t) по существу постоянным. Коррекция гарантирует, что операторы реактора не спутают изменение скорости счета диапазона источника, вызванное изменением температуры системы теплоносителя первого контура реактора, с изменением скорости счета, вызванным изменениями реактивности, такими как те, которые могли бы наблюдаться, если бы концентрация бора системы теплоносителя первого контура реактора изменилась.
[0021] Отклонение скорректированного измеренного значения ΔC(ΔCC(t)) от выбранного опорного значения ΔC(ΔCR) теперь является показателем того, что изменение реактивности происходит или уже произошло. Это неожиданное изменение скорости счета показано графически на фиг.2 в виде функции от температуры системы охлаждения реактора. Значение ΔCC(t) дается следующим выражением:
Figure 00000002
. (2)
Процесс измерения и случайный характер, присущий измеряемым сигналам детектора диапазона источника, будут вызывать флуктуации измеряемого значения ΔC на каждом временном шаге, т.е. выборке. Эти флуктуации сделают использование ΔC(t) для обнаружения небольших изменений реактивности проблематичным. Применение методов распространения ошибок для определения ожидаемых случайных флуктуаций ΔCC от одного набора измерений скорости счета до следующего позволяет определить ожидаемый диапазон случайных флуктуаций ΔCC(ΔCE) с доверительной вероятностью в 95% с помощью следующего выражения:
Figure 00000003
. (3)
Значение σCR является измеренным средним отклонением значительного количества измерений скорости счета диапазона источника, полученных в интервале окрестности времени t. Значение C(t) представляет собой среднее значение данных, используемых для определения σCR. Число измерений скорости счета, используемых для определения σCR, представляет собой адресуемую оператором константу, которая является функцией от требуемого максимального значения σCR, необходимого для получения желаемой чувствительности обнаружения изменения реактивности. Если измеренное значение ΔCC(t) находится вне ожидаемого диапазона ΔC, определяемого формулой три, то оператор может заключить, что происходит изменение реактивности. Для того чтобы избежать ложных положительных или отрицательных показаний, требуется использование требования для числа последовательных циклов вне или внутри ожидаемого диапазона до установления состояния, отображаемого оператору.
[0022] Этапы предпочтительного варианта осуществления методологии заявляемого здесь изобретения являются следующими:
(а) получить набор измерений скорости счета детектора диапазона источника;
(б) вычислить среднее значение упомянутого набора;
(в) вычислить среднее отклонение упомянутого набора данных;
(г) повторять этапы (а), (б) и (в) до получения целевого значения среднего отклонения;
(д) ввести значение среднего отклонения, полученного на этапе (г), в качестве опорного значения (CR) в систему аварийной сигнализации для идентификации неприемлемых изменений концентрации бора;
(е) получать новый набор данных измерений детектора диапазона источника до тех пор, пока среднее отклонение нового набора данных не перестанет превышать среднее значение, полученное на этапе (г);
(ж) вычислить среднее значение набора данных, который был использован для завершения этапа (е);
(з) вычислить значение DTAF для применения к среднему значению, полученному на этапе (ж), с использованием средних температур, соответствующих опорным скоростям счета, и скоростей счета, которые использовались для вычисления среднего значения на этапе (ж);
(и) умножить значение DTAF, полученное на этапе (з), на среднюю скорость счета, полученную на этапе (ж);
(к) вычесть CR из значения, полученного на этапе (и);
(л) определить, находится ли разность, вычисленная на этапе (к), вне ожидаемого диапазона отклонения, определяемого формулой три;
(м) если разность, полученная на этапе (к), находится внутри ожидаемого диапазона, повторить этапы (е)-(л) около десяти или более раз (если указанная разность находится вне ожидаемого диапазона, перейти к этапу 13);
(н) если по меньшей мере девять из измеренных значений разности находятся в пределах ожидаемого диапазона, установить выдаваемое состояние изменения реактивности как неаварийное состояние;
(о) повторить этапы (е)-(м) около десяти или более раз;
(п) если по меньшей мере девять из значений, полученных на этапе (13), находятся вне ожидаемого диапазона, установить выдаваемое состояние изменения реактивности на «да»; и
(р) повторять этапы (е)-(п), пока детекторы диапазона источника не будут отключены.
Новое значение CR будет получено и введено в систему после завершения всех изменений реактивности в ходе простоя установки. Следует иметь в виду, что количество собираемых и анализируемых дополнительных данных, требуемых в этапах (м)-(о), является настраиваемым пользователем вводом. Аналогично, количество измеренных значений разности, которые должны находиться в пределах или за пределами ожидаемого диапазона, для установления состояния реактивности системы, осуществляемого на этапах (н)-(п), будет зависеть от требуемой точности результата и также является настраиваемым пользователем вводом.
[0023] В то время как были подробно описаны конкретные варианты осуществления настоящего изобретения, специалистам в данной области техники должно быть понятно, что в свете общей идеи раскрытия могут быть разработаны различные модификации и альтернативы указанных деталей. Соответственно конкретные раскрытые варианты осуществления предоставляются только в целях иллюстрации, но не ограничения в отношении объема настоящего изобретения, который определяется полным охватом прилагаемой формулы изобретения и всех ее любых эквивалентов.

Claims (37)

1. Способ контроля концентрации бора в системе (10) охлаждения реактора при простое ядерной установки, содержащий следующие этапы:
контроль выходного сигнала, представляющего скорость счета нейтронного детектора (28) диапазона источника, расположенного снаружи корпуса (18) реактора вблизи от активной зоны (16) реактора, в зависимости от времени при простое установки;
контроль температуры теплоносителя в системе (10) охлаждения реактора в зависимости от времени;
генерация сигнала компенсации, являющегося функцией контролируемой температуры, который в сочетании с выходным сигналом скорости счета компенсирует выходной сигнал скорости счета по существу для любого изменения в выходном сигнале скорости счета, получающегося в результате изменения температуры теплоносителя;
применение сигнала компенсации к выходному сигналу скорости счета для получения скомпенсированного выходного сигнала скорости счета; и
идентификация предварительно выбранного увеличения в скомпенсированном выходном сигнале скорости счета.
2. Способ по п.1, в котором сигнал компенсации определяется как коэффициент затухания температуры опускного участка (DTAF), заданный следующим выражением:
Figure 00000005
,
где значение R является функцией расстояния между детектором диапазона источника и корпусом реактора и эффективного макроскопического сечения выведения нейтронов между детектором диапазона источника и топливными сборками на периферии активной зоны.
3. Способ по п.2, в котором отклонение в скомпенсированном выходном сигнале скорости счета (ΔCC(t)) от выбранного опорного значения ΔC(ΔCR) является показателем того, что изменение реактивности происходит или уже произошло, и значение ΔCC(t) задано следующим выражением:
Figure 00000006
.
4. Способ по п.3, в котором применение методов распространения ошибок для определения ожидаемых случайных флуктуаций ΔCC от одного контролируемого набора выходных сигналов скорости счета до следующего позволяет выразить ожидаемый диапазон случайных флуктуаций ΔCC(ΔCE) по существу следующим образом:
Figure 00000007
,
где значение σCR является измеренным средним отклонением значительного количества измерений скорости счета диапазона источника, полученных в интервале окрестности времени t; значение C(t) представляет собой среднее значение данных, используемых для определения σCR; и число измерений скорости счета, используемых для определения σCR, представляет собой адресуемую оператором константу, которая является функцией от требуемого максимального значения σCR, необходимого для получения желаемой чувствительности обнаружения изменения реактивности.
5. Способ по п.4, включающий в себя этап определения, находится ли ΔC(t) вне ожидаемого диапазона ΔC, обеспечиваемого формулой
Figure 00000007
, и
идентификации, что изменение реактивности происходит или уже произошло.
6. Способ по п.5, в котором выбранное число последовательных выборок ΔC(t) определяется с заданной долей выборок, лежащих за пределами ожидаемого диапазона ΔC, до идентификации того, что происходит изменение реактивности.
7. Способ по п.6, в котором выбранное число последовательных выборок составляет около десяти.
8. Способ контроля концентрации бора в системе охлаждения реактора при простое ядерной установки, содержащий следующие этапы:
(а) получение набора измерений скорости счета детектора диапазона источника;
(б) вычисление среднего значения упомянутого набора измерений скорости счета детектора диапазона источника;
(в) вычисление среднего отклонения упомянутого набора измерений скорости счета детектора диапазона источника;
(г) повтор этапов (а), (б) и (в) до получения целевого значения среднего отклонения;
(д) ввод значения среднего отклонения, полученного на этапе (г), в качестве опорного значения (CR) в систему аварийной сигнализации для идентификации неприемлемых изменений концентрации бора;
(е) получение нового набора данных измерений детектора диапазона источника до тех пор, пока среднее отклонение нового набора данных не перестанет превышать среднее значение, полученное на этапе (г);
(ж) вычисление среднего значения набора данных, который был использован для завершения этапа (е);
(з) вычисление значения DTAF для применения к среднему значению, полученному на этапе (ж), с использованием средних температур, соответствующих опорным скоростям счета, и скоростей счета, которые использовались для вычисления среднего значения на этапе (ж);
(и) умножение значения DTAF, полученного на этапе (з), на среднюю скорость счета, полученную на этапе (ж);
(к) вычитание CR из значения, полученного на этапе (и);
(л) определение того, находится ли разность, вычисленная на этапе (к), вне ожидаемого диапазона отклонения;
(м) повтор этапов (е)-(л) заданное число раз, если значение разности, полученное на этапе (к), находится внутри ожидаемого диапазона отклонения;
(н) установление выдаваемого состояния изменения реактивности как неаварийного состояния, если по меньшей мере заданное число за вычетом X измеренных значений разности находится в пределах ожидаемого диапазона;
(о) повтор этапов (е)-(м) еще Y раз;
(п) установление выдаваемого состояния изменения реактивности как аварийного состояния, если по меньшей мере Y за вычетом X измеренных значений разности, полученных на этапе (о), находятся вне ожидаемого диапазона.
9. Способ по п.8, включающий в себя этап повтора этапов (е)-(п), пока детекторы диапазона источника не будут отключены.
10. Способ по п.8, в котором заданное число раз равняется Y.
11. Способ по п.10, в котором Y составляет приблизительно десять.
12. Способ по п.8, в котором Х составляет приблизительно один.
13. Способ по п.8, в котором новое значение CR получается и вводится после достижения критичности или до отключения детекторов диапазона источника.
RU2016119363A 2013-10-21 2014-08-18 Способ контроля разбавления бора при простое реактора RU2650494C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US14/058,324 US9761335B2 (en) 2013-10-21 2013-10-21 Method for monitoring boron dilution during a reactor outage
US14/058,324 2013-10-21
PCT/US2014/051423 WO2015060928A1 (en) 2013-10-21 2014-08-18 A method for monitoring boron dilution during a reactor outage

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2016119363A RU2016119363A (ru) 2017-11-28
RU2650494C2 true RU2650494C2 (ru) 2018-04-16

Family

ID=52826158

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2016119363A RU2650494C2 (ru) 2013-10-21 2014-08-18 Способ контроля разбавления бора при простое реактора

Country Status (9)

Country Link
US (1) US9761335B2 (ru)
EP (1) EP3061100B1 (ru)
JP (1) JP6400685B2 (ru)
KR (1) KR102324497B1 (ru)
CN (1) CN105723467B (ru)
ES (1) ES2745386T3 (ru)
RU (1) RU2650494C2 (ru)
UA (1) UA120355C2 (ru)
WO (1) WO2015060928A1 (ru)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105510067B (zh) * 2015-12-01 2019-03-19 中广核工程有限公司 核电站蒸发装置的综合性能验证方法
US20170263342A1 (en) * 2016-03-10 2017-09-14 Westinghouse Electric Company Llc Real-time reactor coolant system boron concentration monitor utilizing an ultrasonic spectroscpopy system
DE102017222344A1 (de) * 2017-12-11 2019-06-13 Framatome Gmbh Vorrichtung und Verfahren zur Bestimmung des Borgehalts in einem Medium
EP3732693A2 (en) 2017-12-29 2020-11-04 NuScale Power, LLC Controlling a nuclear reaction
CN109785980B (zh) * 2019-01-24 2021-01-26 中广核工程有限公司 核电站硼稀释事故处理方法以及系统
CN109887554B (zh) * 2019-03-13 2021-10-22 广西防城港核电有限公司 核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法
CN110111917B (zh) * 2019-04-17 2020-11-06 中广核工程有限公司 事故后堆外核中子通量监测方法、装置以及可读存储介质
CN110458461B (zh) * 2019-08-14 2021-11-09 苏州热工研究院有限公司 核动力厂多堆事故放射性后果评价方法
CN110534216A (zh) * 2019-08-26 2019-12-03 中广核陆丰核电有限公司 一种堆芯补水箱硼浓度的测量方法
CN110580957B (zh) * 2019-09-19 2021-04-06 中国核动力研究设计院 一种无外加中子源的反应堆装料启动方法
CN111613356B (zh) * 2020-04-07 2022-05-20 福建福清核电有限公司 一种反应堆停堆期间中子高通量报警系统及方法
CN112992292B (zh) * 2021-03-09 2022-10-25 西安交通大学 一种压水堆一回路冷却剂中硼10丰度的实时预测方法
CN113345605B (zh) * 2021-04-29 2022-12-23 广西防城港核电有限公司 核反应堆换料启动快速达临界控制方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU813213A1 (ru) * 1976-12-20 1981-03-15 Предприятие П/Я А-1758 Способ определени концентрациибОРА
RU2025800C1 (ru) * 1991-04-23 1994-12-30 Институт радиоэкологических проблем АН Республики Беларусь Способ контроля содержания бора-10 в теплоносителе первого контура ядерного реактора
US20040101082A1 (en) * 2002-11-21 2004-05-27 Yung-An Chao Subcritical reactivity measurement method
JP2009150838A (ja) * 2007-12-21 2009-07-09 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 炉心監視装置
US20100150295A1 (en) * 2008-12-11 2010-06-17 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical reactivity measurement method

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3898467A (en) * 1974-03-18 1975-08-05 Combustion Eng Method and apparatus for continuous monitoring and control of neutron absorption properties of chemical shim with temperature compensation
US4582672A (en) * 1982-08-11 1986-04-15 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for preventing inadvertent criticality in a nuclear fueled electric powering generating unit
JP2882807B2 (ja) 1989-03-15 1999-04-12 三菱重工業株式会社 ボロン濃度自動分析装置
DE19643375A1 (de) 1996-10-21 1998-04-30 Siemens Ag Meßvorrichtung zur Ermittlung einer Borkonzentration
CN101169982A (zh) * 2006-10-25 2008-04-30 核电秦山联营有限公司 反应堆一回路可溶硼硼-10丰度的跟踪计算方法
CN201242880Y (zh) * 2008-08-06 2009-05-20 中国原子能科学研究院 燃料破损缓发中子探测装置
FR2950466B1 (fr) * 2009-09-22 2012-01-13 Areva Np Procede d'aide a l'exploitation d'un reacteur nucleaire.
CN102376374A (zh) 2010-08-26 2012-03-14 中国核动力研究设计院 核电站硼浓度在线监测系统

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU813213A1 (ru) * 1976-12-20 1981-03-15 Предприятие П/Я А-1758 Способ определени концентрациибОРА
RU2025800C1 (ru) * 1991-04-23 1994-12-30 Институт радиоэкологических проблем АН Республики Беларусь Способ контроля содержания бора-10 в теплоносителе первого контура ядерного реактора
US20040101082A1 (en) * 2002-11-21 2004-05-27 Yung-An Chao Subcritical reactivity measurement method
JP2009150838A (ja) * 2007-12-21 2009-07-09 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 炉心監視装置
US20100150295A1 (en) * 2008-12-11 2010-06-17 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical reactivity measurement method

Also Published As

Publication number Publication date
KR20160073997A (ko) 2016-06-27
JP2016533471A (ja) 2016-10-27
US9761335B2 (en) 2017-09-12
EP3061100A1 (en) 2016-08-31
RU2016119363A (ru) 2017-11-28
CN105723467B (zh) 2017-12-12
KR102324497B1 (ko) 2021-11-09
UA120355C2 (uk) 2019-11-25
WO2015060928A1 (en) 2015-04-30
CN105723467A (zh) 2016-06-29
ES2745386T3 (es) 2020-03-02
EP3061100A4 (en) 2017-06-07
EP3061100B1 (en) 2019-07-03
US20150110235A1 (en) 2015-04-23
JP6400685B2 (ja) 2018-10-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2650494C2 (ru) Способ контроля разбавления бора при простое реактора
US20200365285A1 (en) Subcritical reactivity monitor utilizing prompt self-powered incore detectors
JP5496328B2 (ja) 炉内計測器による炉心性能検証方法
KR101577095B1 (ko) 미임계 반응도 측정 방법
KR102639146B1 (ko) 미임계 코어 반응도 편향 반영 기술
EP1422723B1 (en) Subcritical reactivity measurement method
EP0241301A2 (en) Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples
Hashemian et al. I&C System Sensors for Advanced Nuclear Reactors
Guidez et al. Neutronics
JPH05100075A (ja) 原子炉監視システム
Girard et al. Core parameter monitoring on French LMFBR: Requirements, current design and new trends
Barzali et al. Statistical analysis of reactor thermal power by the use of thermal and radiation methods in the first unit at the Armenian nuclear power station

Legal Events

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

Effective date: 20190819