RU2674268C1 - Способ контроля периода, мощности и реактивности ядерного реактора и устройство для его осуществления - Google Patents
Способ контроля периода, мощности и реактивности ядерного реактора и устройство для его осуществления Download PDFInfo
- Publication number
- RU2674268C1 RU2674268C1 RU2017132068A RU2017132068A RU2674268C1 RU 2674268 C1 RU2674268 C1 RU 2674268C1 RU 2017132068 A RU2017132068 A RU 2017132068A RU 2017132068 A RU2017132068 A RU 2017132068A RU 2674268 C1 RU2674268 C1 RU 2674268C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- graph
- power
- period
- change
- reactivity
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способам и устройствам контроля периода, мощности и реактивностью ядерного реактора. Способ контроля мощности, реактивности и периода ядерного реактора заключается в том, что используют один показывающий прибор, причем по оси абсцисс размещают шкалу в единицах мощности, по оси ординат размещают шкалу в секундах и шкалу в обратных секундах в диапазоне значений слагаемых приведенного к трехчленной форме уравнения кинетики ядерного реактора для контролируемых величин в форме r(t)=α(t)+Iзн(t)/n(t) или r(t)=v(t)/n(t)+Iзн(t)/n(t), где r(t)=ρ(t)/Λ - реактивность в Λ-шкале, ρ - абсолютная реактивность, Λ - время генерации мгновенных нейтронов, t - время, α(t)=v(t)/n(t) - обратный период, v - скорость изменения мощности, n - мощность ядерного реактора, Iзн - интеграл запаздывающих нейтронов, на показывающий прибор выводят график х(n) слагаемого уравнения кинетики и на поле графика накладывают палетку, выполненную в виде сети линий, пересекающих поле графика прямых х(n)=а+b*n, где b есть уставка на относительную скорость изменения выведенной на график величины х: dx/dn≤b. Технический результат – уменьшение количества показывающих приборов, повышение адекватности оценки оператором текущего состояния ядерного реактора. 3 н. и 5 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Предлагаемое техническое решение относится к способам и устройствам контроля за физическими параметрами ядерного реактора, в частности, за периодом, мощностью и реактивностью. Оно может быть применено в системах управления ядерным реактором для уменьшения количества показывающих приборов, для повышения адекватности оценки оператором текущего состояния ядерного реактора и для упрощения визуального прогноза поведения реактора.
Уровень техники, характеристика аналогов
Согласно правилам эксплуатации ядерных реакторов [Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций HП-082-07] предусмотрено непрерывное измерение и отображение на показывающих приборах текущих значений плотности нейтронного потока (мощности ядерного реактора); скорости изменения плотности нейтронного потока (периода ядерного реактора) и реактивности, которая отражает скорость изменения плотности нейтронного потока за счет процессов на мгновенных нейтронах.
Оператор ЯЭУ должен осуществлять контроль указанных величин в следующих отношениях:
- устанавливать факт стабилизации контролируемой величины на определенном временном интервале;
- сопоставлять достигнутое значение с заданными уставкам;
- оценивать допустимость скорости изменения контролируемой величины;
- оценивать направленность изменения контролируемой величины.
Известные способы решают фактически только задачу измерения мощности, периода и реактивности, не предоставляя специальных средств для облегчения контроля данных величин в указанных отношениях. [SU 1693639 А1, 23.11.1991; SU 1688711 A1, 28.02.1994, Погосов А.Ю. Технические средства управления ядерными реакторами с водой под давлением для АЭС. - О.: Наука и техника, 2012; WWER-1000 Reactor Simulator. IAEA-TCS-21/02 IAEA, 2005; Boiling Water Reactor Simulator. IAEA-TCS-23/02. IAEA, 2005.; Lam W.K. Advanced Pressurized Water Reactor Simulator. Cassiopeia Techn. Inc., 2009; Аппаратура контроля нейтронного потока. ООО «СКУ-Атом», 2014; Аппаратура контроля нейтронного потока. ЗAО «СНИИП-Систематом», 2014; Aппаратура контроля нейтронного потока АКНП-ИФ СНПО "Импульс", 2014].
Недостатки известных способов контроля состоят в следующем.
1. Фиксация факта стабилизации контролируемой величины затруднительна на цифровых показывающих приборах, поскольку требует от оператора запоминания предшествующих значений на цифровом приборе и мысленной оценки интервала постоянства этих значений.
2. Отображение контролируемых величин только в виде текущих мгновенных значений не позволяет дать прогноз состояния ядерного реактора.
3. Использование графиков с временной разверткой для отображения контролируемых величин ограничивает представление информации конечным временным интервалом, что затрудняет учет предыстории процесса и ухудшает возможность визуальной экстраполяции контролируемых величин.
4. Измерение контролируемых величин посредством различных технических средств и в различных шкалах обусловливает необходимость использования нескольких показывающих приборов, что ухудшает эргономику щитов управления в АСУ ТП АЭС.
5. Использование нескольких показывающих приборов с различными шкалами затрудняет контроль информации о состоянии ядерного реактора.
6. Не предусмотрено непосредственное отображение скорости изменения контролируемых величин. В частности, визуально не контролируется скорость ввода реактивности.
Техническая задача, технический результат
Задача изобретения в устранении указанных недостатков, то есть в упрощении контроля за наблюдаемыми величинами и в улучшении следующих эргономических характеристик АСУ ТП АЭС:
- легкость совместного восприятия достигнутых значений контролируемых величин на одном показывающем приборе;
- возможность визуальной оценки интервалов стабилизации контролируемых величин и тенденции их дальнейшего поведения;
- простота сопоставления контролируемых величин с заданными уставками;
- упрощение оценки допустимости скорости изменения контролируемой величины.
Сущность изобретения
Поставленная задача решается тем, что в способе контроля мощности, реактивности и периода ядерного реактора, включающем вывод временных зависимостей мощности, реактивности и периода на показывающие приборы в форме графиков, используют один общий показывающий прибор, причем по оси абсцисс размещают шкалу в единицах мощности, охватывающую диапазон возможных значений мощности, по оси ординат размещают шкалу в секундах и шкалу в обратных секундах в диапазоне возможных значений слагаемых приведенного к трехчленной форме уравнения кинетики ядерного реактора для контролируемых величин в форме [Юферов А.Г. Передаточные функции и коэффициенты чувствительности реактиметра. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2007, №1.]
где r(t)=ρ(t)/Λ - реактивность в Λ-шкале,
ρ - абсолютная реактивность,
Λ - время генерации мгновенных нейтронов,
t - время,
α(t)=v(t)/n(t) - обратный период (относительная скорость изменения мощности),
v - скорость изменения мощности,
n - мощность ядерного реактора,
Iзн - интеграл запаздывающих нейтронов,
на показывающий прибор выводят график х(n) минимум одного слагаемого трехчленного уравнения кинетики и на поле графика накладывают контрольную измерительную палетку, выполненную в виде сетки линий в виде пересекающих поле графика прямых х(n)=а+b*n, где b есть уставка на относительную скорость изменения выведенной на график контролируемой величины х: dx/dn≤b, при этом факт достижения или превышения уставки фиксируют визуально как возможное пересечение или асимптотическое достижение одной из прямых х=а+b*n графиком х(n) снизу, факт стабилизации мощности на уровне nc фиксируют как приближение линии графика х(n) к нулевому значению ординаты, факт стабилизации относительной скорости изменения контролируемой величины х фиксируют как появление на графике линейного участка х(n)=c+d*n, относительную скорости изменения контролируемой величины оценивают по линейному участку как dx/dn, осуществляют выдачу управляющих воздействий, соответствующих установившейся относительной скорости изменения контролируемой величины, если интервал линейности по оси абсцисс (приращение мощности при экспоненциальном росте) превышает заданное значение.
В частном случае контроля периода ядерного реактора контроль осуществляют по обратному периоду α=1/р, для чего на показывающий прибор выводят график скорости изменения мощности v(n) и на поле графика накладывают контрольные измерительные палетки, выполненные в виде сетки линий в виде пересекающих поле графика прямых v(n)=c+αn, где коэффициент α принимает значения уставки относительной скорости изменения мощности 0.1, 0.05, 0.025, что соответствует уставкам периода в 10 секунд на сброс AЗ, в 20 секунд на сигнал предупредительной защиты и ввод в активную зону с рабочей скоростью управляющей группы ОР СУЗ, в 40 секунд на запрет на подъем управляющей группы ОР СУЗ. Факт стабилизации периода р, то есть экспоненциальное изменение мощности n(t)=exp(t/p), фиксируют как появление на графике линейного участка v(n)=с+n/р, значение установившегося периода оценивают по линейному участку как dn/dv, факт достижения или превышения уставки α фиксируют визуально как возможное пересечение или достижение одной из прямых v(n)=c+αn графиком v(n) снизу.
В частном случае контроля реактивности на показывающий прибор выводят график реактивности r(n) и на поле графика накладывают контрольную измерительную палетку, выполненную в виде сетки линий в виде пересекающих поле графика прямых r(n)=a+kn, где коэффициент k есть уставка относительной скорости изменения реактивности dr/dn.
В частном случае контроля обратного периода на показывающий прибор выводят графики реактивности r(n) и относительной величины интеграла запаздывающих нейтронов Iзн(n)/n. Значение обратного периода определяют как расстояние между графиками r(n) и Iзн(n)/n. Области превышения уставок обратного периода выделяются соответствующими цветами.
В частном случае контроля периода на показывающий прибор выводят график обратного периода α(n). Соответствующие значения периода определяются по шкале секунд, предусмотренной на оси ординат. Факт стабилизации периода (экспоненциального изменения мощности) фиксируют как асимптотическое приближение графика α(n) к горизонтальной прямой. Выдачу управляющих воздействий, соответствующих установившейся значению периода, осуществляют, если приращение мощности при ее экспоненциальном росте достигнет заданного правилами безопасности значения 5%.
Предлагаемое техническое решение основано на использовании для измерения и контроля уравнения (1), которое выражает связь контролируемых величин как баланс относительных скоростей процессов на мгновенных (реактивность r(t)) и запаздывающих нейтронах (слагаемое Iзн(t)/n(t)), определяющих темп изменения мощности ядерного реактора, характеризуемый обратным периодом α. При этом контролируемые величины (реактивность, обратный период) выражаются в одних единицах - в обратных секундах, что позволяет отображать их на одном графике с общей шкалой фиксированного размаха.
В реальных эксплуатационных режимах ядерного реактора быстро устанавливается равновесие между процессами на мгновенных нейтронах (характеризуемых реактивностью r(t)) и процессами на запаздывающих нейтронах (характеризуемых величиной Iзн(t)/n(t)), то есть значения величин r(t) и Iзн(t)/n(t) всегда достаточно близкие. Поэтому на показывающий прибор удобно выводить именно графики r(n) и Iзн(n)/n. Расстояние между этими графиками равно обратному периоду. В таком случае на одном показывающем приборе фактически отображаются и мощность, и все контролируемые величины - слагаемые балансного уравнения (1).
Перечень фигур
Способ поясняется фиг. 1 и 2.
На фиг. 1, а представлены в традиционной форме графики временной зависимости мощности и реактивности.
На фиг. 1, b информация о ходе мощности и реактивности представляется предложенным способом.
На фиг. 2, а представлены в традиционной форме графики временной зависимости мощности и скорости изменения мощности.
На фиг. 2, b представлены график скорости изменения мощности и линии палетки для контроля периода ядерного реактора предложенным способом.
Осуществление способа
Предлагаемый способ контроля мощности, периода и реактивности ядерного реактора осуществляют в действующих системах АСУ ТП АЭС с использованием предусмотренных в этих системах реактиметров путем реализации в вычислительном блоке реактиметра алгоритма раздельного расчета слагаемых уравнения кинетики ядерного реактора для контролируемых величин (1) и вывода их графиков в требуемых сочетаниях на показывающий прибор с наложенными на поле графика контрольными измерительными палетками.
В результате применения предлагаемого способа повышается степень восприятия и интерпретируемости контролируемых величин, улучшается эргономика щитов управления АСУ TП АЭС.
Claims (19)
1. Способ контроля мощности, реактивности и периода ядерного реактора, включающий вывод временных зависимостей мощности, реактивности и периода на показывающие приборы в форме графиков, отличающийся тем, что используют один общий показывающий прибор, причем по оси абсцисс размещают шкалу в единицах мощности, охватывающую диапазон возможных значений мощности, по оси ординат размещают шкалу в секундах и шкалу в обратных секундах в диапазоне возможных значений слагаемых приведенного к трехчленной форме уравнения кинетики ядерного реактора для контролируемых величин в форме
r(t)=α(t)+Iзн(t)/n(t) или r(t)=v(t)/n(t)+Iзн(t)/n(t),
где r(t)=ρ(t)/Λ - реактивность в Λ-шкале,
ρ - абсолютная реактивность,
Λ - время генерации мгновенных нейтронов,
t - время,
α(t)=v(t)/n(t) - обратный период (относительная скорость изменения мощности),
v - скорость изменения мощности,
n - мощность ядерного реактора,
Iзн - интеграл запаздывающих нейтронов,
на показывающий прибор выводят график х(n) минимум одного слагаемого трехчленного уравнения кинетики и на поле графика накладывают контрольную измерительную палетку, выполненную в виде сетки линий в виде пересекающих поле графика прямых х(n)=а+b*n, где b есть уставка на относительную скорость изменения выведенной на график контролируемой величины х: dx/dn≤b, при этом факт достижения или превышения уставки фиксируют визуально как возможное пересечение или достижение одной из прямых х=а+b*n графиком х(n) снизу, факт стабилизации мощности на уровне nc фиксируют как приближение линии графика х(n) к вертикальной асимптоте n=nc, факт стабилизации относительной скорости изменения контролируемой величины х фиксируют как появление линейного участка графика x(n)=c+d*n, относительную скорости изменения контролируемой величины оценивают по линейному участку как dx/dn, осуществляют выдачу управляющих воздействий, соответствующих установившейся относительной скорости изменения контролируемой величины, если интервал линейности по оси абсцисс (приращение мощности при экспоненциальном росте) превышает заданное значение.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на показывающий прибор выводят график скорости изменения мощности v(n) и на поле графика накладывают контрольные измерительные палетки, выполненные в виде сетки линий в виде пересекающих поле графика прямых v(n)=c+αn, где коэффициент α принимает значения уставки относительной скорости изменения мощности 0.1, 0.05, 0.025, что соответствует уставкам периода в 10 секунд на сброс АЗ, в 20 секунд на сигнал предупредительной защиты и ввод в активную зону с рабочей скоростью управляющей группы ОР СУЗ, в 40 секунд на запрет на подъем управляющей группы ОР СУЗ, факт стабилизации периода р и экспоненциальное изменение мощности n(t)=exp(t/p) фиксируют как появление линейного участка графика v(n)=с+n/р, значение установившегося периода оценивают по линейному участку как dn/dv, факт достижения или превышения уставки α фиксируют визуально как возможное пересечение или достижение одной из прямых v(n)=c+αn графиком v(n) снизу.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на показывающий прибор выводят график реактивности r(n) и на поле графика накладывают контрольную палетку, выполненную в виде сетки линий в виде пересекающих поле графика прямых r(n)=a+kn, где коэффициент k есть уставка относительной скорости изменения реактивности dr/dn, при этом факт достижения или превышения уставки фиксируют визуально как возможное пересечение или асимптотическое достижение одной из прямых r(n)=а+kn графиком r(n) снизу.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на показывающий прибор выводят графики реактивности r(n) и относительной величины интеграла запаздывающих нейтронов Iзн(n)/n, значение обратного периода определяют как расстояние между графиками r(n) и Iзн(n)/n, области превышения уставок обратного периода выделяются соответствующими цветами.
5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на показывающий прибор выводят график обратного периода α(n), соответствующие значения периода определяются по шкале секунд, предусмотренной на оси ординат, факт стабилизации периода (экспоненциального изменения мощности) фиксируют как асимптотическое приближение графика α(n) к горизонтальной прямой, выдачу управляющих воздействий, соответствующих установившейся значению периода, осуществляют, если приращение мощности при ее экспоненциальном росте достигнет заданного правилами безопасности значения 5%.
6. Палетка, выполненная из прозрачной пластинки, на которой образована сеть мерных линий, отличающаяся тем, что сеть мерных линий выполнена в виде пересекающих поле графика прямых х(n)=а+b*n, где b есть уставка на относительную скорость изменения выведенной на график контролируемой величины х: dx/dn≤b.
7. Палетка по п. 6, выполненная для каждой контролируемой величины.
8. Палетка, выполненная на экране монитора в поле графика контролируемой величины, на котором образована сеть мерных линий, отличающаяся тем, что сеть мерных линий выполнена в виде пересекающих поле графика прямых х(n)=а+b*n, где b есть уставка на относительную скорость изменения выведенной на график контролируемой величины х: dx/dn≤b.
9. Палетка по п. 8, выполненная для каждой контролируемой величины.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2017132068A RU2674268C1 (ru) | 2017-09-12 | 2017-09-12 | Способ контроля периода, мощности и реактивности ядерного реактора и устройство для его осуществления |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2017132068A RU2674268C1 (ru) | 2017-09-12 | 2017-09-12 | Способ контроля периода, мощности и реактивности ядерного реактора и устройство для его осуществления |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2674268C1 true RU2674268C1 (ru) | 2018-12-06 |
Family
ID=64603709
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2017132068A RU2674268C1 (ru) | 2017-09-12 | 2017-09-12 | Способ контроля периода, мощности и реактивности ядерного реактора и устройство для его осуществления |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2674268C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2784409C1 (ru) * | 2022-02-28 | 2022-11-24 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Способ и устройство определения установившегося периода ядерного реактора |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6350679B2 (ru) * | 1978-06-30 | 1988-10-11 | Toshiba Kk | |
RU67736U1 (ru) * | 2007-05-29 | 2007-10-27 | Открытое акционерное общество "Головное производственно-техническое предприятие "Гранит" | Переносной диагностический прибор "меридиан" |
RU114147U1 (ru) * | 2010-08-26 | 2012-03-10 | Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Воронежский государственный университет" (ГОУ ВПО ВГУ) | Палетка для планиметрических измерений объектов в биологии и медицине |
US20150049850A1 (en) * | 2011-12-20 | 2015-02-19 | Nihon Nature Cell Co., Ltd. | Compact nuclear power generation system |
-
2017
- 2017-09-12 RU RU2017132068A patent/RU2674268C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6350679B2 (ru) * | 1978-06-30 | 1988-10-11 | Toshiba Kk | |
RU67736U1 (ru) * | 2007-05-29 | 2007-10-27 | Открытое акционерное общество "Головное производственно-техническое предприятие "Гранит" | Переносной диагностический прибор "меридиан" |
RU114147U1 (ru) * | 2010-08-26 | 2012-03-10 | Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Воронежский государственный университет" (ГОУ ВПО ВГУ) | Палетка для планиметрических измерений объектов в биологии и медицине |
US20150049850A1 (en) * | 2011-12-20 | 2015-02-19 | Nihon Nature Cell Co., Ltd. | Compact nuclear power generation system |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2784409C1 (ru) * | 2022-02-28 | 2022-11-24 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Способ и устройство определения установившегося периода ядерного реактора |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Jorge Junior et al. | Prediction of steel flow stresses under hot working conditions | |
JP5519298B2 (ja) | 原子炉炉心の制限パラメータのモニタリング方法、三次元出力分布を決定する方法及びコンピュータプログラム | |
KR101488549B1 (ko) | 도플러 반응도계수의 측정방법 | |
JP4999222B2 (ja) | 原子炉の炉心の少なくとも1つの動作パラメタを監視する方法 | |
ES8502286A1 (es) | Aparato para representar visualmente el estado de una unidad productora de energia electrica accionado por combustible nuclear. | |
JP4999221B2 (ja) | 原子炉の炉心の少なくとも一つの動作パラメータをモニターする方法 | |
RU2674268C1 (ru) | Способ контроля периода, мощности и реактивности ядерного реактора и устройство для его осуществления | |
Binney et al. | Design and development of a personal-computer-based reactivity meter for a research reactor | |
JP7385548B2 (ja) | 原子炉制御装置および原子炉制御方法 | |
US20180315227A1 (en) | Display apparatus, display method, and program | |
JPS6362682B2 (ru) | ||
RU2362222C1 (ru) | Способ определения подкритичности остановленной ядерной установки без выхода в критическое состояние | |
JP5542767B2 (ja) | 放射線モニタ | |
US4734867A (en) | System for displaying evolution of one physical parameter compared with development of another physical parameter | |
Taylor et al. | The effect of irradiation on stress relaxation in Nimonic 80A | |
Kvålseth et al. | The effect of cost on the sampling behavior of human instrument monitors | |
JP4330847B2 (ja) | 放射線管理モニタおよび放射線管理方法 | |
JP2895101B2 (ja) | 原子炉の減速材温度係数測定方法及びその装置 | |
Scarrott et al. | Building a statistical model to predict reactor temperatures | |
JP2018112526A (ja) | 核燃料の未臨界度測定方法 | |
RU2165109C2 (ru) | Способ экспериментального обнаружения локальных возмущений коэффициента размножения в активной зоне подкритического ядерного реактора | |
NAKAMURA et al. | Correlation of Recent Fission Product Release Data | |
RU2560813C1 (ru) | Устройство прогнозирования результатов измерений | |
JP2902743B2 (ja) | X線の透過状態表示方法 | |
Júnior et al. | New signal acquisition and processing system for the execution of initial criticality after refueling and physical tests at low power in Angra-2, with the incorporation of the real time resolution of the inverse point kinetic equation-IPK |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20190913 |