Способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах водографитового ядерного реактора

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и используется для измерения расхода теплоносителя в технологических каналах водографитового ядерного реактора. Измерение расхода теплоносителя основано на возмущении по нейтронному потоку в активной зоне реактора, что вызывает изменение азотной активности в петле пароводяной коммуникации технологического канала. Регистрируя изменения сигналов мощности и азотной активности технологического канала, рассчитывают временной сдвиг между этими сигналами и, заранее зная объем коммуникации, рассчитывают объемный расход теплоносителя через технологический канал. Техническим результатом изобретения является повышение точности и достоверности измерения расхода теплоносителя. 6 табл., 8 ил.

 

Предложение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расходов теплоносителя в технологических каналах водографитовых ядерных реакторов, например реакторов типа РБМК-1000 с предварительно извлеченными ТВС на энергетическом уровне мощности и в технологических каналах с ТВС на минимально контролируемом уровне мощности (МКУ) и меньшей мощности. Способ применим на технологических каналах реакторов РБМК-1000, в которых отсутствует режим кипения теплоносителя.

Данный способ заявлен как независимый и альтернативный по отношению к системе “ШТОРМ - 32 М”, используемой в настоящее время на реакторах указанного типа с применением шариковых дроссельных расходомеров гидромеханического типа.

Известен способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах водографитового ядерного реактора типа РБМК - 1000 в режиме отсутствия кипения теплоносителя в контуре, включающий внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода теплоносителя (Емельянов И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов, Москва, Энергоиздат, 1982, с. 206-208).

В известном способе возмущение по нейтронному потоку в активной зоне реактора вызывают вертикальным перемещением стержня СУЗ от одного фиксированного положения до другого и регистрируют изменение азотной активности теплоносителя во времени. При этом, рассчитав заранее объем петли пароводяной коммуникации (ПВК) и определив время переноса радиоактивной метки до места контроля азотной активности штатной системой контроля герметичности оболочек (СКГО), рассчитывают расход теплоносителя через любой технологический канал реактора.

Недостатком известного способа является недостаточная точность и достоверность.

Цель предложения заявителя состоит в повышении точности и достоверности измерения расхода теплоносителя.

Поставленная цель достигается за счет того, что в способе измерения расхода теплоносителя в технологических каналах (ТК) водографитового ядерного реактора, включающем внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода, возмущение по нейтронному потоку вносят в области максимума высотного поля энерговыделения активной зоны реактора с амплитудой 1,5-2% от текущей энергетической мощности реактора в рамках разбаланса с числом возмущений 5-7 и выдержкой в крайних положениях каждого возмущения 20-30 сек, а контроль изменения азотной активности ведут с частотой 5-10 Гц.

Сопоставительный анализ заявляемого технического решения с прототипом позволил выявить отличительные признаки, что доказывает соответствие заявляемой совокупности признаков критерию изобретения “новизна”.

При поиске аналогов и прототипов не обнаружены технические решения, сходные с отличительными признаками заявляемого решения, что доказывает соответствие заявляемой совокупности признаков критерию изобретения “изобретательский уровень”.

Сущность изобретения состоит в следующем.

Способ измерения объемного расхода теплоносителя разработан применительно для реакторов РБМК-1000 и основан на измерении времени переноса некипящим теплоносителем радиоактивной метки. Соответственно он применим на технологических каналах, в которых отсутствует режим кипения теплоносителя. Соответствующие режимы (отсутствие кипения) реализуются на энергетическом уровне мощности на технологических каналах с выгруженной ТВС и на минимально контролируемом уровне мощности на ТК с загруженной ТВС.

Для измерения времени протекания некипящим теплоносителем участка ТК реактора от места активной зоны с максимумом высотного поля энерговыделения реактора до отметки детектора СКГО необходимо ближайшим от ТК, в котором измеряют расход, стержнем СУЗ ввести серию возмущений по нейтронному потоку реактора. При изменении нейтронного потока реактора в ТК изменяется уровень активации ядер кислорода, в результате чего в теплоносителе образуется радиоактивная метка.

Активация ядер кислорода происходит по следующей реакции:

O¹⁶+n_{(быстрый)}=N¹⁶+p (1)

Азот - 16 имеет высокоэнергетичную гамма активность, которую качественно регистрирует поканальная СКГО. Момент создания метки определяют по изменению тока ближайшего внутризонного детектора (ВЗД) или боковых ионизационных камер (БИК), а момент прихода метки к детектору СКГО - по изменению азотной активности детектора СКГО.

Для точного измерения расхода теплоносителя на выбранном ТК необходимо ближайшим к этому ТК стержнем СУЗ ввести серию из 5-7 возмущений по нейтронному потоку реактора. Под одним возмущением понимается изменение нейтронного потока путем погружения стержня СУЗ на 10-30 см, выдержка в новом положении 20-30 сек, извлечение стержня в исходное положение и выдержка в исходном положении 20-30 сек. Амплитуда изменения мощности реактора при этом должна быть максимально возможной в рамках разбаланса АР и составлять 1,5-2% от текущей энергетической мощности реактора, что соответствует 40-50 МВт (если измерения проводят на номинальном уровне мощности).

Возмущения по нейтронному потоку следует проводить стержнем СУЗ, расположенным в максимуме высотного поля энерговыделения реактора.

При проведении серии возмущений по нейтронному потоку реактора на энергетическом уровне мощности автоматическое регулирование мощности должно быть переведено на режим АР. При проведении серии возмущений по нейтронному потоку регистрируют с частотой 5-10 Гц сигнал ближайшего к выбранному ТК внутризонного безинерционного детектора (ВЗД) нейтронного потока (или сигнал боковых ионизационных камер (БИК) на МКУ мощности реактора) и сигнал интенсивности азотной активности теплоносителя в петле ПВК контура циркуляции этого ТК с помощью системы КГО.

Для определения времени протекания теплоносителем участка ТК реактора от среднего положения стержня СУЗ при возмущениях по нейтронному потоку до отметки детектора СКГО необходимо рассчитать корреляционную функцию (f_KORR(τ )):

f_KORR(τ )=∑ f_A30T(t_K-τ )× f_ВЗД(t_K), (2)

где:

f_АЗОТ(t_K) - азотная активность измеряемого канала как функция времени;

f_ВЗД(t_K) - ток ближайшего внутризонного детектора (БИК) как функция времени.

Суммирование ведут по индексу “К” за все время регистрации при проведении серии возмущений по нейтронному потоку.

Время протекания теплоносителем указанного выше объема будет равно величине τ , при которой достигнут максимум функции f_KORR(τ ).

Объемный расход теплоносителя через ТК (G) рассчитывают по формуле:

G=V/τ , (3)

где:

V - объем участка ТК реактора от среднего положения стержня СУЗ при проведении возмущений по нейтронному потоку до отметки детектора СКГО на петле ПВК контура циркуляции;

τ - время протекания теплоносителем указанного выше объема.

Расчет V проводят на основе рабочей конструкторской документации энергоблока, (примеры расчета объемов некоторых ТК приведены в приложении 1 на примере Курской АЭС).

При проведении измерений расхода предлагаемым способом на энергетическом уровне мощности в ТК при перегрузке топлива и наличии подпора воды с разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) расход через ТК (G) рассчитывают путем решения квадратичного уравнения:

G²× τ +G× (τ × С_под-V_TK-V_ПВК)-V_ТК×G_ПОД=0 (4)

где:

G - расход теплоносителя через активную зону;

G_ПОД - расход подпора холодной воды от РЗМ;

V_тк - объем ТК от среднего положения стержня СУЗ при возмущениях по нейтронному потоку до врезки горизонтального участка ПВК;

V_ПВК - объем ПВК от места врезки горизонтального участка ПВК в вертикальный тракт ТК до отметки детектора СКГО, рассчитывают на основе рабочей конструкторской документации энергоблока;

τ - время протекания теплоносителем участка ТК реактора от среднего положения стержня СУЗ при возмущениях по нейтронному потоку до отметки детектора СКГО.

Т.к. расход подпорочной воды от РЗМ составляет величину 1,5-2,5 м³/час, то эту поправку можно ввести как постоянную и равную 1,0± 0,2 м³/час.

Время переноса τ определяют путем интерполяции корреляционной функции в районе ее максимума квадратичной функцией в интервале ± 1-2 сек.

При проведении измерений расхода предлагаемым способом на энергетическом и на МКУ мощности реактора максимумы высотного поля энерговыделения реактора составляют соответственно 3.5 и 1.5 м.

При измерении расходов на МКУ мощности реактора в ТК с ТВС должно выполняться условие отсутствия кипения теплоносителя в этом канале. Отсутствие кипения теплоносителя можно подтвердить, проведя измерения расхода на этом ТК при различных мощностях этого канала. Если кипение отсутствует, то измеренные расходы будут одинаковы с точностью до 6%.

Проектный расчет точности измерения расходов теплоносителя в технологических каналах реакторов типа РБМК-1000 приведен в приложении 2 и показывает удовлетворительные результаты для нужд безопасной эксплуатации реакторов РБМК - 1000.

В качестве примера характерных изменений азотной активности в петле ПВК ТК 31-61 одного из энергоблоков Курской АЭС в приложении 3 даны совмещенные графики изменения азотной активности теплоносителя в зависимости от возмущений по нейтронному потоку в активной зоне реактора. Смещение значений по фазе по оси абсцисс указывает на время переноса метки.

Таким образом, совокупное выполнение признаков изобретения обеспечивает стабильные показатели точности измерений расхода теплоносителя вне зависимости от времени, физического износа и состояния кабельных трасс иных систем измерения.

Способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах водографитового ядерного реактора, включающий внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода, отличающийся тем, что возмущение по нейтронному потоку вносят в области максимума высотного поля энерговыделения активной зоны с амплитудой 1,5-2% от текущей энергетической мощности реактора в рамках разбаланса с числом возмущений 5-7 и выдержкой в крайних положениях каждого возмущения 20-30 с, а контроль изменения азотной активности ведут с частотой 5-10 Гц.