WO2023014241A1 - Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора - Google Patents
Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- WO2023014241A1 WO2023014241A1 PCT/RU2021/000553 RU2021000553W WO2023014241A1 WO 2023014241 A1 WO2023014241 A1 WO 2023014241A1 RU 2021000553 W RU2021000553 W RU 2021000553W WO 2023014241 A1 WO2023014241 A1 WO 2023014241A1
- Authority
- WO
- WIPO (PCT)
- Prior art keywords
- reactor
- readings
- power
- detection units
- neutron flux
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 16
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims abstract description 31
- 238000012937 correction Methods 0.000 claims abstract description 23
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims description 74
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 45
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 45
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 7
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 abstract description 7
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 9
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 6
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 6
- 230000006870 function Effects 0.000 description 5
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 5
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 238000010606 normalization Methods 0.000 description 2
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000009529 body temperature measurement Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000010365 information processing Effects 0.000 description 1
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000010355 oscillation Effects 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 230000003449 preventive effect Effects 0.000 description 1
- 238000012827 research and development Methods 0.000 description 1
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 description 1
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T3/00—Measuring neutron radiation
-
- 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
-
- 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
Definitions
- the present invention relates to the field of nuclear energy, namely to the field of neutron flux control to ensure control, management and protection of nuclear reactors.
- the invention can be used to correct the error in readings of the power of a nuclear reactor and neutron flux control equipment (hereinafter - NFCM) based on the readings of direct charging detectors (hereinafter - DPZ) of the in-reactor monitoring system (hereinafter - IVRK).
- - NFCM nuclear reactor and neutron flux control equipment
- DPZ direct charging detectors
- IVRK in-reactor monitoring system
- NFCS determines the power of a nuclear reactor according to the readings of out-of-reactor neutron flux sensors to use the resulting power value in the control and protection system (hereinafter referred to as CPS) of a nuclear reactor.
- AKPM automatic correction of power readings
- NFCS consists of two sets, each of which contains three or four independent control channels (depending on the requirements of the project). Based on the readings of the detection units that are part of the NFCS, the calculation of the main neutron-physical characteristics of the reactor facility is carried out - the relative physical power and the rate of its change (period). The calculated values of power and period are compared with the values of emergency settings, and, in case of exceeding the settings, initiating signals of preventive and emergency protection are formed.
- AKPM is designed to correct the power readings calculated by AKNP, taking into account the influence of factors leading to an increase in power calculation errors calculated on the basis of readings of the neutron flux density recorded by the detection units. AKPM neutralizes the influence of the following factors:
- a known method for determining the thermal power of a nuclear reactor (copyright No. 1235382 for the invention) by measuring radiation outside the core using neutron radiation sensors, in which neutron radiation is measured at least at two points with different dependence of sensor readings on axial offset and thermal power.
- the method takes into account the dependence of the readings of out-of-reactor neutron radiation sensors on the non-uniformity of energy distribution along the height of the core by finding the regression dependence of the value of the axial offset of the energy distribution, defined as the difference in power in the lower and upper halves of the core, related to the value of thermal power, and the regression dependence of the value of thermal power on values of indications of out-of-reactor neutron radiation sensors and values of axial offset.
- the disadvantage of the known method is the insufficiency of information about the state of the nuclear reactor to correctly take into account the dependence of the readings of out-of-reactor sensors on the form of energy distribution in the core when determining the value of the thermal power of the reactor from their readings.
- the closest analogue to the claimed technical solution is a method for controlling the neutron flux of a nuclear reactor, described in RF patent No. 2310248 for the invention "Neutron flux control system for a nuclear reactor".
- pre-calculated tables of correction factors are used, which are placed in the memory of microprocessor modules NFMS, are used also signals from individual drives of several groups of CPS OR from the group and individual control system (hereinafter referred to as SICU).
- SICU individual control system
- the disadvantage of the closest analogue is a large error in determining the value of the thermal power of the reactor due to the violation of the proportionality of the readings of out-of-reactor sensors to the value of the thermal power of the reactor plant, which is due to the following factors:
- the problem solved by the invention is the high accuracy of determining the corrected value of the power of a nuclear reactor based on the correction of the power of the NFME according to the readings of the out-of-reactor neutron flux sensors, taking into account their dependence on the shape of the energy distribution in the core obtained from the in-reactor detectors of the SVRK.
- the technical result achieved by the present invention is to ensure timely and accurate determination of the correction of the error in the readings of the power of a nuclear reactor in any modes of its operation and, as a result, to ensure the safety and reliability of the operation of a nuclear reactor.
- the essence of the invention lies in the fact that in the method for correcting the error in readings of the power of a nuclear reactor, which consists in the fact that the density of the neutron flux at each moment of time is measured using assemblies of detection units located outside the reactor vessel, and the corrected value of the power of the nuclear of the reactor, taking into account the correction factors, it is proposed to measure the neutron flux density outside the reactor vessel according to the readings of the assemblies of detection units, evenly placed along the perimeter and height of the reactor vessel, to additionally measure the neutron flux density at each moment of time using less than two detection assemblies evenly spaced along the height of the reactor core, the measured values of the neutron flux density outside the reactor vessel should be corrected depending on the density readings inside the core, and the correction the errors in the readings of the power of a nuclear reactor are calculated by the formula:
- P(t) A * Kr(t) * Kz(t) * D(t) where P(t) is the corrected value of the reactor power in a specific point in time according to the readings of the assembly of detection units located outside the reactor;
- Kg is a correction factor that takes into account the effect of a change in the radial-azimuth shape of the energy distribution on the readings of the assemblies of detection units located outside the reactor, and is determined from the readings of the assemblies of detection units located inside the reactor;
- Kz is a correction factor that takes into account the effect of a change in the axial power distribution on the readings of the detection unit assemblies located outside the reactor and is determined from the readings of the detection unit assemblies located inside the reactor and the axial weight function of the detection unit assemblies located outside the reactor;
- A is a normalization coefficient that characterizes the conversion of the corrected power value according to the readings of the assemblies of detection units located outside the reactor, from the machine representation to the format of the corresponding dimension.
- FIG. 1 shows the layout of in-reactor and out-of-reactor detection assemblies
- Fig. 2 - block diagram of the correction device errors in power readings
- Fig. 3 is a graph of the deviation of the corrected value of the reactor power according to the results of a specific example of the application of the proposed method
- FIG. 4 is a graph of the deviation from the reference reactor power from the results of a specific example of the application of the proposed method.
- the proposed method is carried out as follows.
- the readings of the neutron flux density inside the active zone of the reactor pressure vessel are measured.
- the density of the neutron flux is also measured at each moment of time using detection units evenly spaced along the perimeter and height of the reactor vessel. Additionally, the neutron flux density is measured at each moment of time using at least two assemblies of detectors placed in pairs along the periphery of the reactor vessel opposite each other, evenly spaced along the height of the reactor core.
- the indication of the power of the nuclear reactor determined with an error with the help of the neutron flux control equipment, is corrected.
- out-of-reactor assemblies 4 of detection units are evenly placed along the perimeter, consisting of at least three detection units, evenly spaced along the height of the reactor core 5.
- At least two in-reactor assemblies 6 detection units are arranged in pairs opposite each other, consisting of at least seven detection units evenly spaced along the height of the reactor core 5.
- NFMS 7 Information from out-of-reactor assemblies of 4 detection units enters NFMS 7, and information from in-reactor assemblies of 6 detection units enters SVRK 8.
- SVRK 8 Between NFMS 7 and SVRK 8 is placed an information storage and processing device 9, equipped with a microcontroller 10, and a preamplifier 11. Thanks to the microcontroller 10, the power of the NFMS 7 is corrected from the form of power distribution according to the readings of the in-reactor assemblies of 6 detection units, which makes it possible to increase the accuracy of determining the power of the reactor plant by taking into account the readings of the in-reactor assemblies of 6 blocks detection when changing the form of power distribution in the active zone 5 of the reactor.
- the microcontroller 10 By turning on the device 9 for the accumulation and processing of information, the microcontroller 10, the preamplifier 11 and the out-of-reactor assemblies 4 of the detection units are powered.
- the neutron flux density is measured in the channels 1 emitted by the fuel assemblies 12, and the subsequent transmission of the measured values to the preamplifier 11 in the form of current signals.
- the preamplifier 11 Using the preamplifier 11 amplify the input signal and then transmit it to the device 9 for the accumulation and processing of information in the form of a frequency signal. Further, the received information is transmitted via the CAN serial interface to the microcontroller 10.
- the neutron flux density is measured inside the core 5 and the measured values are transmitted to the software and hardware protection complex 13 SVRK 8 and further via the RS-485 interface to the device 9 for storing and processing information. Further, the received information is transmitted to the microcontroller 10 via the CAN serial interface.
- the temperature values of the cold thread are received (from RTDs/thermocouples). Further, the received information is transmitted via the CAN serial interface to the microcontroller 10.
- the corrected value of the reactor power is calculated using the microcontroller 10 using the formulas below, and the reading of the nuclear reactor power determined using the NFME 7 is corrected.
- a feature of the formation of readings of out-of-reactor assemblies 4 of detection units is that the main contribution to their readings comes from the energy release in the fuel assembly 12 closest to channel 1.
- NFMS 7 For each channel 1 NFMS 7 perform the following sequence of calculations.
- the sum of readings of in-reactor assemblies of 6 detection units is calculated: where is the reading of the detection unit located in the z-th in-reactor assembly 6 in the /-th layer;
- NKN1 number of in-reactor assemblies of 6 detection units in the core; NZ is the number of detection units in one in-reactor assembly 6 (the number of detection units in-reactor assembly 6 along the core height is seven).
- the sum of the readings of the in-reactor assemblies of 6 detection units closest to the considered channel 1 with an out-of-reactor assembly of 4 detection units is calculated in layers: (2) where the summation is carried out over the numbers KN k') of the in-reactor assemblies 6 of the detection units located in the peripheral layers of the fuel assembly 12 of the active zone 5 closest to the channel 1.
- the power p p G is calculated according to the readings of the i-th detection unit of the in-reactor assembly 6 in channel 1 (lower, upper and middle):
- a computer is used in on-line mode to carry out calculations according to the algorithm above.
- 6 detection units in accordance with the information processing cycles, perform calculations according to formulas 1-3 of the above algorithm.
- the corrected power value is calculated as a linear combination of power values for each detection unit of the out-of-reactor assembly 4 of channel 1, then the total corrected value of the reactor power is determined, and the reading of the nuclear reactor power determined using NFME 7 is corrected.
- the implementation of the proposed method for correcting the error in readings of the power of a nuclear reactor makes it possible to increase the accuracy of determining the power of the reactor plant both in the maneuvering modes of the reactor and in other non-stationary modes due to the information received from the SVRK in the on-line mode.
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Настоящее изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области контроля нейтронного потока для обеспечения контроля, управления и защиты корпусных ядерных реакторов. Изобретение может быть использовано для коррекции погрешности показаний мощности ядерного реактора и аппаратуры контроля нейтронного потока на основании показаний детекторов прямой зарядки системы внутриреакторного контроля. Задачей, решаемой предлагаемым изобретением, является высокая точность определения скорректированного значения мощности ядерного реактора на основе коррекции мощности аппаратуры контроля нейтронного потока по показаниям внереакторных датчиков нейтронного потока, с учетом их зависимости от формы энергораспределения в активной зоне, полученной от внутриреакторных детекторов системы внутриреакторного контроля. Технический результат, достигаемый настоящим изобретением, заключается в обеспечении своевременного и точного определения корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора при любых режимах его работы и, как следствие, в обеспечении безопасности и надежности эксплуатации ядерного реактора.
Description
Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора
Настоящее изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области контроля нейтронного потока для обеспечения контроля, управления и защиты корпусных ядерных реакторов.
Изобретение может быть использовано для коррекции погрешности показаний мощности ядерного реактора и аппаратуры контроля нейтронного потока (далее - АКНП) на основании показаний детекторов прямой зарядки (далее - ДПЗ) системы внутриреакторного контроля (далее - СВРК).
АКНП определяет мощность ядерного реактора по показаниям внереакторных датчиков нейтронного потока для использования получаемого значения мощности в системе управления и защиты (далее - СУЗ) ядерного реактора.
Алгоритм автоматической корректировки показаний мощности (далее - АКПМ) входит в состав алгоритма работы АКНП. АКНП должна обеспечивать защиту реакторной установки (далее - РУ) от превышения уровня локальной мощности.
АКНП состоит из двух комплектов, каждый из которых содержит в себе три или четыре независимых канала контроля (в зависимости от требований проекта). На основании показаний блоков детектирования, входящих в состав АКНП, осуществляется расчет основных нейтронно-физических характеристик РУ - относительной физической мощности и скорости ее изменения (периода). Вычисленные значения мощности и периода сравниваются со значениями аварийных уставок, и, в случае превышения уставок, формируются инициирующие сигналы предупредительной и аварийной защит.
АКПМ предназначена для корректировки показаний мощности, вычисляемой АКНП, с учетом влияния факторов, приводящих к увеличению
погрешности вычислений мощности, рассчитываемой на основании показаний плотности нейтронного потока, регистрируемого блоками детектирования. АКПМ нивелирует влияние следующих факторов:
- изменения показаний блока детектирования плотности потока нейтронов (далее - БД11Н) при перераспределении нейтронного поля, вызванного перемещением органов регулирования системы управления и защиты (далее - ОР СУЗ);
- изменения показаний БД11Н при изменении плотности теплоносителя в опускном участке, вследствие изменения его температуры;
- изменения показаний БДПН при перераспределении нейтронного поля, вызванного выгоранием ядерного топлива; остаточное энерговыделение в реакторе (не связанное с регистрируемым нейтронным потоком);
- запаздывание в канале измерения температур;
- отказы датчиков.
При перемещении групп ОР СУЗ происходит пространственное перераспределение потока нейтронов по объему активной зоны и, следовательно, показания БДПН АКНП изменяются. Если перемещаемая группа ОР СУЗ расположена далеко от внешней границы активной зоны, то будет наблюдаться следующее поведение потока нейтронов при изменении ее положения.
При погружении группы ОР СУЗ, расположенной ближе к центру аварийной защиты (далее - АЗ), но дальше от ее внешнего края, интегральное значение мощности РУ в общем случае будет снижаться быстрее и на большую величину, чем локальная мощность на периферии активной зоны, а, следовательно, непропорционально снижению значения интегральной мощности АЗ (или ее сектора), будет снижаться и регистрируемый блоками детектирования нейтронный поток. При извлечении стержней ОР СУЗ, расположенных близко к центру АЗ, будет наблюдаться обратный эффект. При этом, в режимах, связанных с нагрузкой и разгрузкой
РУ, подавлением ксеноновых колебаний, в режимах суточного регулирования, нивелирование этого эффекта представляет собой решение целого комплекса многомерных уравнений с большим количеством переменных.
Одной из таких переменных, имеющих относительно неоднозначную функцию связи с локальной мощностью активной зоны, является положение групп (и отдельных органов регулирования) СУЗ.
Известен способ определения тепловой мощности ядерного реактора (авторское свидетельство № 1235382 на изобретение) путем измерения излучения вне активной зоны с помощью датчиков нейтронного излучения, в котором нейтронное излучение измеряют по меньшей мере в двух точках с различной зависимостью показаний датчиков от аксиального офсета и тепловой мощности.
В способе учтена зависимость показаний внереакторных датчиков нейтронного излучения от неравномерности энергораспределения по высоте активной зоны путём нахождения регрессионной зависимости значения аксиального офсета энергораспределения, определяемого как разность мощностей в нижней и верхней половинах активной зоны, отнесённая к значению тепловой мощности, и регрессионной зависимости значения тепловой мощности от значения показаний внереакторных датчиков нейтронного излучения и значения аксиального офсета.
Недостатком известного способа является недостаточность информации о состоянии ядерного реактора для корректного учёта зависимости показаний внереакторных датчиков от формы энергораспределения в активной зоне при определении по их показаниям значения тепловой мощности реактора.
Наиболее близким аналогом к заявляемому техническому решению является способ контроля нейтронного потока ядерного реактора, описанный в патенте РФ № 2310248 на изобретение «Система контроля нейтронного потока ядерного реактора». В известном способе используются рассчитываемые заранее таблицы поправочных коэффициентов, размещаемые в памяти микропроцессорных модулей АКНП, используются
также сигналы от отдельных приводов нескольких групп ОР СУЗ от системы группового и индивидуального управления (далее - СГИУ). Таблицы поправочных коэффициентов рассчитываются заранее по программам нейтронно-физического расчёта активных зон для различных моментов выгорания топливной загрузки и для различных положений групп ОР СУЗ. Учёт зависимости показаний внереакторных датчиков нейтронного излучения от формы энергораспределения осуществляется с помощью поправочных коэффициентов, выбираемых в процессе работы в соответствии с текущим моментом выгорания топливной загрузки и значениями сигналов о положении ОР СУЗ от СГИУ
Недостатком ближайшего аналога является большая погрешность при определении значения тепловой мощности реактора в связи с нарушением пропорциональности показаний внереакторных датчиков значению тепловой мощности реакторной установки, что обусловлено следующими факторами:
- информация о положении отдельных ОР СУЗ из нескольких групп ОР СУЗ рассматривается, как информация о положении самих групп ОР СУЗ, что приводит к отсутствию учёта изменения формы энергораспределения при рассогласовании положения ОР СУЗ в группе и, как следствие, к отклонению значения мощности по АКНП от реального значения тепловой мощности;
- перемещение отдельного ОР СУЗ (падение или извлечение) будет учтено, как перемещение всей группы ОР СУЗ (если сигнал СГИУ о положении этого ОР СУЗ передаётся в АКНП) или не будет учтено (если сигнал СГИУ о положении этого ОР СУЗ не передается в АКНП);
- вероятность отличия в процессе работы реактора реального значения выгорания топлива от рассчитанного и использованного в предварительных нейтронно-физических расчётах коэффициентов корректировки мощности реактора;
- нарушение пропорциональности показаний внереакторных датчиков значению тепловой мощности реакторной установки при изменении формы энергораспределения в активной зоне путем перемещения групп ОР СУЗ,
расположенных ближе к центру активной зоны реактора.
Задачей, решаемой предлагаемым изобретением, является высокая точность определения скорректированного значения мощности ядерного реактора на основе коррекции мощности АКНП по показаниям внереакторных датчиков нейтронного потока, с учётом их зависимости от формы энергораспределения в активной зоне, полученной от внутриреакторных детекторов СВРК.
Технический результат, достигаемый настоящим изобретением, заключается в обеспечении своевременного и точного определения корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора при любых режимах его работы и, как следствие, в обеспечении безопасности и надежности эксплуатации ядерного реактора.
Сущность изобретения состоит в том, что в способе корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора, заключающемся в том, что плотность нейтронного потока в каждый момент времени измеряют с помощью сборок блоков детектирования, размещенных вне корпуса реактора, и по полученным результатам измерений определяют скорректированное значение мощности ядерного реактора с учетом поправочных коэффициентов, предложено плотность нейтронного потока измерять вне корпуса реактора по показаниям сборок блоков детектирования, равномерно размещенных по периметру и высоте корпуса реактора, дополнительно измерять плотность нейтронного потока в каждый момент времени с помощью попарно размещенных по периферии корпуса реактора напротив друг друга не менее двух сборок детектирования, равномерно размещенных по высоте активной зоны реактора, измеренные значения плотности нейтронного потока вне корпуса реактора корректировать в зависимости от показаний плотности внутри активной зоны, а корректировку погрешности показаний мощности ядерного реактора вычислять по формуле:
P(t) = А * Kr(t) * Kz(t) * D(t) где P(t) - откорректированное значение мощности реактора в
конкретный момент времени по показаниям сборки блоков детектирования, расположенной вне реактора;
D - показание сборок блоков детектирования в конкретный момент времени, расположенных вне реактора;
Кг - поправочный коэффициент, учитывающий влияние изменения радиально-азимутальной формы энергораспределения на показания сборок блоков детектирования, расположенных вне реактора, и определяемый по показаниям сборок блоков детектирования, размещенных внутри реактора;
Kz - поправочный коэффициент, учитывающий влияние изменения аксиального энергораспределения на показания сборок блоков детектирования, расположенных вне реактора, и определяемый по показаниям сборок блоков детектирования, размещенных внутри реактора, и аксиальной весовой функции сборок блоков детектирования, расположенных вне ректора;
А - нормировочный коэффициент, характеризующий перевод откорректированного значения мощности по показаниям сборок блоков детектирования, расположенных вне реактора, из машинного представления в формат соответствующей размерности.
Также предлагается откорректированное значение мощности реактора в конкретный момент времени по показаниям сборок блоков детектирования, расположенных вне реактора, определять, как усреднённое значение корректированных значений мощностей, определяемых по показаниям каждого блока детектирования данной сборки с учетом показаний сборок блоков детектирования, размещенных внутри реактора.
Использование информации от ДПЗ СВРК и аксиальных весовых функций внереакторных ЕДИН позволяет повысить точность корректировки за счёт более строгого учёта аксиальной формы энергораспределения.
Заявленное изобретение поясняется чертежами. На фиг. 1 представлена схема размещения внутриреакторных и внереакторных сборок детектирования, на фиг. 2 - блок-схема устройства корректировки
погрешности показаний мощности, на фиг. 3 - график отклонения корректированного значения мощности реактора по результатам конкретного примера применения предлагаемого способа, на фиг. 4 - график отклонения от эталонной мощности реактора по результатам конкретного примера применения предлагаемого способа.
Предлагаемый способ осуществляется следующим образом.
Измеряют показания плотности нейтронного потока внутри активной зоны корпуса реактора. Также измеряют плотность нейтронного потока в каждый момент времени с помощью блоков детектирования, равномерно размещенных по периметру и высоте корпуса реактора. Дополнительно измеряют плотность нейтронного потока в каждый момент времени с помощью попарно размещенных по периферии корпуса реактора напротив друг друга не менее двух сборок детекторов, равномерно размещенных по высоте активной зоны реактора. Измеренные значения плотности нейтронного потока вне корпуса реактора корректируют в зависимости от показаний плотности внутри активной зоны, и корректировку погрешности показаний мощности ядерного реактора вычисляют по формуле: P(t) = А * Kr(t) * Kz(t) * D(t), где где P(t) - откорректированное значение мощности реактора в конкретный момент времени по показаниям сборки блоков детектирования, расположенной вне реактора; D - показание сборок блоков детектирования в конкретный момент времени, расположенных вне реактора; Кг - поправочный коэффициент, учитывающий влияние изменения радиально-азимутальной формы энергораспределения на показания сборок блоков детектирования, расположенных вне реактора, и определяемый по показаниям сборок блоков детектирования, размещенных внутри реактора; Kz - поправочный коэффициент, учитывающий влияние изменения аксиального энергораспределения на показания сборок блоков детектирования, расположенных вне реактора, и определяемый по показаниям сборок блоков детектирования, размещенных внутри реактора, и аксиальной весовой функции сборок блоков детектирования, расположенных
вне ректора; А - нормировочный коэффициент, характеризующий перевод откорректированного значения мощности по показаниям сборок блоков детектирования, расположенных вне реактора, из машинного представления в формат соответствующей размерности.
После чего осуществляют корректировку определенного с погрешностью с помощью аппаратуры контроля нейтронного потока показания мощности ядерного реактора.
Также возможно определение откорректированного значения мощности реактора в конкретный момент времени по показаниям сборок блоков детектирования, расположенных вне реактора, как усреднённого значения корректированных значений мощностей, определяемых по показаниям каждого блока детектирования данной сборки с учетом показаний блоков детектирования, размещенных внутри реактора.
Предлагаемое техническое решение - способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора, поясняется конкретным исполнением, описанным ниже, однако, приведенный пример не является единственно возможным, но наглядно демонстрирует возможность достижения данной совокупностью существенных признаков заявленного технического результата.
В каналах 1 оболочки биологической защиты 2 корпуса 3 реактора равномерно размещены по периметру внереакторные сборки 4 блоков детектирования, состоящие не менее, чем из трех блоков детектирования, равномерно размещенных по высоте активной зоны 5 реактора.
По периферии корпуса 3 реактора попарно размещены напротив друг друга не менее двух внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования, состоящие из не менее, чем семи блоков детектирования, равномерно размещенных по высоте активной зоны 5 реактора.
Информация с внереакторных сборок 4 блоков детектирования поступает в АКНП 7, а информация с внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования поступает в СВРК 8. Между АКНП 7 и СВРК 8 размещено
устройство 9 накопления и обработки информации, снабженное микроконтроллером 10, и предусилитель 11. Благодаря микроконтроллеру 10 достигается коррекция мощности АКНП 7 от формы энергораспределения по показаниям внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования, что позволяет повысить точность определения мощности реакторной установки за счёт учёта показаний внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования при изменении формы энергораспределения в активной зоне 5 реактора.
Путем включения устройства 9 накопления и обработки информации осуществляют запитывание микроконтроллера 10, предусилителя 11 и внереакторных сборок 4 блоков детектирования.
С помощью внереакторных сборок 4 блоков детектирования осуществляют измерение плотности нейтронного потока в каналах 1, излучаемых тепловыделяющими сборками 12, и последующую передачу измеренных значений в предусилитель 11 в виде токовых сигналов.
С помощью предусилителя 11 осуществляют усиление входного сигнала и затем передают его в устройство 9 накопления и обработки информации в виде частотного сигнала. Далее, по последовательному интерфейсу CAN осуществляют передачу принятой информации в микроконтроллер 10.
Далее с помощью внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования осуществляют измерение плотности нейтронного потока внутри активной зоны 5 и передают измеренные значения в программно-технический комплекс защит 13 СВРК 8 и далее по интерфейсу RS-485 в устройство 9 накопления и обработки информации. Далее, по последовательному интерфейсу CAN осуществляют передачу принятой информации в микроконтроллер 10. Аксиальные весовые функции внереакторных сборок 4 блоков детектирования вводят в память АКНП 7 в табличной форме перед началом работы.
При этом с помощью устройства 9 накопления и обработки информации осуществляют прием значений температуры холодной нитки (от
термпосопротивления/термопары). Далее, по последовательному интерфейсу CAN осуществляют передачу принятой информации в микроконтроллер 10.
После получения всех входных данных с помощью микроконтроллера 10 вычисляют корректированное значение мощности реактора по указанным ниже формулам и осуществляют корректировку определенного с помощью АКНП 7 показания мощности ядерного реактора.
Особенностью формирования показаний внереакторных сборок 4 блоков детектирования является то, что основной вклад в их показания даёт энерговыделение в ближайшей к каналу 1 тепловыделяющей сборке 12.
Учёт нарушения пропорциональности показаний внереакторных сборок 4 блоков детектирования значению мощности осуществляют по следующему алгоритму.
Для каждого канала 1 АКНП 7 выполняют следующую последовательность вычислений.
Вычисляют сумму показаний внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования:
где - показание блока детектирования, расположенного в z-ой внутриреакторной сборке 6 в /-ом слое;
NKN1 - число внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования в активной зоне; NZ - число блоков детектирования в одной внутриреакторной сборке 6 (число блоков детектирования внутриреакторной сборки 6 по высоте активной зоны равно семи).
Вычисляют в слоях сумму показаний внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования, ближайших к рассматриваемому каналу 1 с внереакторной сборкой 4 блоков детектирования:
(2),
где суммирование ведут по номерам KN k') внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования, расположенных в периферийных слоях тепловыделяющей сборки 12 активной зоны 5, ближайших к каналу 1.
Вычисляют сумму показаний внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования, ближайших к рассматриваемому -ому каналу 1 с внереакторной сборкой 4 блоков детектирования:
(3),
Вычисляют нормированное высотное распределение показаний внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования:
7 = 1. 7 (4),
Вычисляют поправочный коэффициент Кг (t) :
1 ct(t)
Kr t) ~ W (t) (5),
Затем вычисляют поправочный коэффициент Kz(t)'.
где 5 (7) - значение аксиальной весовой функции внереакторной сборки 4 блоков детектирования.
Вычисляют мощность рп Г) по показаниям и-ого блока детектирования внутриреакторной сборки 6 в канале 1 (нижнем, верхнем и среднем):
Коэффициент А для каждого блока детектирования внереакторной сборки 4 определяют при настройке АКНП 7 в процессе пуско-наладочных испытаний в момент t=0 по формуле:
Для непрерывного ведения корректировки мощности реактора используют компьютер в режиме on-line для проведения вычислений по
приведённому выше алгоритму. По показаниям внутриреакторных сборок 6 блоков детектирования в соответствии с циклами обработки информации проводят вычисления по формулам 1-3 приведённого выше алгоритма.
Для каждого блока детектирования внереакторной сборки 4 проводят вычисления по формулам 4-7 из приведённого выше алгоритма. В результате вычислений получают значения мощности по показаниям каждого блока детектирования внереакторной сборки 4.
Для каждого канала 1 вычисляют корректированное значение мощности как линейную комбинацию значений мощностей по каждому блоку детектирования внереакторной сборки 4 канала 1, затем определяют общее корректированное значение мощности реактора и осуществляют корректировку определенного с помощью АКНП 7 показания мощности ядерного реактора.
Осуществление предлагаемого способа корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора позволяет повысить точность определения мощности реакторной установки как в маневренных режимах работы реактора, так и в других нестационарных режимах за счёт получаемой информации от СВРК в режиме on-line.
Claims
1. Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора, заключающийся в том, что плотность нейтронного потока в каждый момент времени измеряют с помощью сборок блоков детектирования, размещенных вне корпуса реактора, и по полученным результатам измерений определяют скорректированное значение мощности ядерного реактора с учетом поправочных коэффициентов, отличающийся тем, что плотность нейтронного потока измеряют вне корпуса реактора по показаниям сборок блоков детектирования, равномерно размещенных по периметру и высоте корпуса реактора, дополнительно измеряют плотность нейтронного потока в каждый момент времени с помощью попарно размещенных по периферии корпуса реактора напротив друг друга не менее двух сборок детектирования, равномерно размещенных по высоте активной зоны реактора, измеренные значения плотности нейтронного потока вне корпуса реактора корректируют в зависимости от показаний плотности внутри активной зоны, а корректировку погрешности показаний мощности ядерного реактора вычисляют по формуле:
P(t) = А * Kr(t) * Kz(t) * D(t) где P(t) - откорректированное значение мощности реактора в конкретный момент времени по показаниям блока детектирования, расположенного вне реактора,
D - показание блока детектирования в конкретный момент времени, расположенного вне реактора,
Кг - поправочный коэффициент, учитывающий влияние изменения радиально-азимутальной формы энергораспределения на показания блока детектирования, расположенного вне реактора, и определяемый по показаниям блоков детектирования, размещенных внутри реактора,
Kz - поправочный коэффициент, учитывающий влияние изменения
аксиального энергораспределения на показания блоков детектирования, расположенных вне реактора, и определяемый по показаниям блоков детектирования, размещенных внутри реактора, и аксиальной весовой функции блока детектирования, расположенного вне ректора, А - нормировочный коэффициент, характеризующий перевод откорректированного значения мощности по показаниям блока детектирования, расположенного вне реактора, из машинного представления в формат соответствующей размерности.
2. Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что откорректированное значение мощности реактора в конкретный момент времени по показаниям сборок блоков детектирования, расположенных вне реактора, определяют, как усреднённое значение корректированных значений мощностей, определяемых по показаниям каждого блока детектирования данной сборки с учетом показаний блоков детектирования, размещенных внутри реактора.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021123327A RU2771891C1 (ru) | 2021-08-05 | Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора | |
| RU2021123327 | 2021-08-05 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO2023014241A1 true WO2023014241A1 (ru) | 2023-02-09 |
Family
ID=85156018
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2021/000553 WO2023014241A1 (ru) | 2021-08-05 | 2021-12-08 | Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| WO (1) | WO2023014241A1 (ru) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4268354A (en) * | 1978-10-12 | 1981-05-19 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor in core flux mapping system |
| RU2073921C1 (ru) * | 1993-08-13 | 1997-02-20 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Система мониторирования нейтронного потока на корпус реактора |
| RU2240609C1 (ru) * | 2003-04-15 | 2004-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова" | Устройство измерения нейтронного потока |
| RU2310248C1 (ru) * | 2006-02-28 | 2007-11-10 | Закрытое акционерное общество "СНИИП-СИСТЕМАТОМ" | Система контроля нейтронного потока ядерного реактора |
| EP2218078B1 (fr) * | 2007-12-07 | 2014-01-08 | Areva NP | Procédé de détermination de la valeur d'un paramètre représentatif de la manoeuvrabilité d'un réacteur nucléaire |
-
2021
- 2021-12-08 WO PCT/RU2021/000553 patent/WO2023014241A1/ru unknown
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4268354A (en) * | 1978-10-12 | 1981-05-19 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor in core flux mapping system |
| RU2073921C1 (ru) * | 1993-08-13 | 1997-02-20 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Система мониторирования нейтронного потока на корпус реактора |
| RU2240609C1 (ru) * | 2003-04-15 | 2004-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова" | Устройство измерения нейтронного потока |
| RU2310248C1 (ru) * | 2006-02-28 | 2007-11-10 | Закрытое акционерное общество "СНИИП-СИСТЕМАТОМ" | Система контроля нейтронного потока ядерного реактора |
| EP2218078B1 (fr) * | 2007-12-07 | 2014-01-08 | Areva NP | Procédé de détermination de la valeur d'un paramètre représentatif de la manoeuvrabilité d'un réacteur nucléaire |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| BOROVIK G.F. ET AL.: "Kompleks apparatury kontrolya neytronnogo potoka sistemy upravleniya i zashchity vodo-vodyanykh energeticheskikh reaktorov AES", ATOMNAA ENERGIA, ATOMIZDAT, MOSCOW, RU, vol. 54, no. 1, 30 November 1982 (1982-11-30), RU , pages 27 - 36, XP009543644, ISSN: 0004-7163 * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR910008358B1 (ko) | 원자로심의 출력 분포를 연속 온 -라인으로 감시하기 위한 방법 및 장치 | |
| US4080251A (en) | Apparatus and method for controlling a nuclear reactor | |
| US4330367A (en) | System and process for the control of a nuclear power system | |
| US4318778A (en) | Method and apparatus for controlling a nuclear reactor | |
| 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 | |
| US8804893B2 (en) | Method of and an apparatus for monitoring the operation of a nuclear reactor | |
| US20100104059A1 (en) | Renormalization method of excore detector | |
| CN112509716A (zh) | 基于信息融合理论的反应堆三维功率概率分布监测方法 | |
| US5297174A (en) | Safety system grade apparatus and method for detecting a dropped control rod and malfunctioning exit thermocouples in a pressurized water reactor | |
| RU2771891C1 (ru) | Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора | |
| US4699749A (en) | Controlling a nuclear reactor with dropped control rods | |
| WO2023014241A1 (ru) | Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора | |
| EP0483294B1 (en) | Method of continuing power operation of a nuclear reactor with misaligned control rods with respect to a demand position | |
| TWI734503B (zh) | 用以測定反應度之系統及方法 | |
| US4627955A (en) | Process for detecting the variations in the reactivity of the core of a pressurized water nuclear reactor and device for making use of this process | |
| US20220051824A1 (en) | Method for protecting a nuclear reactor and corresponding nuclear reactor | |
| Tsypin et al. | 16N γ-ray diagnostics of a nuclear reactor in a nuclear power plant | |
| CN113257448B (zh) | 一种用于核电厂反应堆外推临界的控制方法和设备 | |
| JP3084486B2 (ja) | 原子炉中性子検出器の監視装置 | |
| KR102508733B1 (ko) | 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법 | |
| CN116936140A (zh) | 一种核反应堆堆外核测仪表预标定的方法 | |
| JPH0531755B2 (ru) | ||
| JPS62479B2 (ru) | ||
| JP2005172474A (ja) | 原子炉炉心熱出力監視装置 | |
| JP3863690B2 (ja) | 固定式原子炉内計装システム |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 121 | Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application |
Ref document number: 21952958 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: DE |