Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК. Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа РБМК содержит систему управления и защиты, средства для изменения тепловой мощности реактора, регуляторы уровня питательной воды в барабан-сепараторах пара с приводами автоматического или ручного управления. При введении регулирующих стержней в активную зону регистрируют изменение тепловой мощности реактора, давление пара в барабан-сепараторах пара, расход питательной воды по половинам активной зоны реактора. При этом паровой коэффициент реактивности рассчитывают путем решения методом наименьших квадратов системы уравнений баланса реактивности реактора, составленной для каждого измерения с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней. Изобретение позволяет уменьшить амплитуду возмущения расхода питательной воды, повысить безопасность и эффективность работы атомных станций. 4 ил.

 

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на атомных станциях (АС) с ядерными реакторами типа РБМК (реактор большой мощности кипящий). ПКР является одной из важнейших характеристик кипящего ядерного реактора. Знак и величина ПКР определяют характер обратных связей в реакторе, его устойчивость по отношению к внешним воздействиям и в значительной степени определяют безопасность и надежность его эксплуатации.

Известен "Способ определения парового коэффициента реактивности" (см. патент РФ №2136062, МПК6 G 21 С 17/00, 3/36, G 21 D 3/00, 3/08 от 27.08.1999 г.), который применяется на реакторных установках (РУ) с РБМК.

Применение этого способа позволяет повысить безопасность и надежность работы РУ при контроле ПКР. Однако этот способ применим только на энергоблоках, относящихся к первой очереди (построенных до 1980 г. - 1,2 энергоблоки Ленинградской АС, 1,2 энергоблоки Курской АС), имеющих барабан-сепараторы (БС) пара меньшего объема, чем на энергоблоках второй очереди, где этот метод не применим из-за отсутствия значительных естественных изменений расхода питательной воды (РПВ), обусловленных работой автоматических регуляторов уровня воды в БС пара.

Известен штатный метод определения ПКР на АС с РБМК путем изменения РПВ (см. "Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК" РДЭО-0137-98, М., 1998 г. или "Рассмотрение безопасности РБМК. Итоговый отчет Рабочей группы 3: Физика активной зоны. (Приложение 13 к RBMK/CMC/FR)" RBMK/CMC/FR. Выпуск 1, Том 4, Tacis, 1994 г.).

Измерения ПКР на АС с РБМК проводятся при стационарной работе энергоблока не менее суток до начала измерений на мощности от 40 до 98% от номинального уровня тепловой мощности реактора. Определение ПКР проводится путем расчетной обработки данных специального опыта, состоящего в регистрации изменения реактивности реактора при внесении симметричного по сторонам (левой и правой половинам активной зоны) реактора возмущения РПВ, приводящего к изменению объемного паросодержания в топливных каналах реактора (при относительной стабильности других параметров, влияющих на реактивность).

Перед началом измерений локальный автоматический регулятор (ЛАР) мощности реактора переводят в специальный режим ЛАР-4 с четырьмя включенными в работу и симметрично размещенными по активной зоне регулирующими стержнями (PC), по одному PC в каждом квадранте активной зоны, или должен быть подготовлен и включен в работу автоматический регулятор (АР) мощности с синхронной группой из четырех PC, которые перемещаются как один стержень, при этом PC работающего регулятора не позже чем за один час до начала измерений выводятся в положение, обеспечивающее отработку вводимого возмущения РПВ на линейной части характеристики 3,0±0,2 м по указателю положения (УП).

За одну минуту до начала измерений включаются средства быстрой регистрации. На регистрацию выводятся следующие параметры РУ:

- нейтронная мощность и реактивность;

- давление в БС пара (по сторонам);

- расходы питательной воды (слева - суммарный, справа суммарный);

- тепловая мощность реактора по суммарному сигналу детекторов системы физического контроля распределения энерговыделения по радиусу реактора;

- сигнал перемещения PC работающего регулятора мощности.

Регуляторы уровня воды в БС пара переводят с автоматического управления на ручное (дистанционное). Синхронным воздействием на приводы клапанов левого и правого питательных узлов (см. фиг.1, поз.1, 2) производится одновременное увеличение РПВ (более безопасная операция) по каждой половине активной зоны реактора на величину ˜200 т/ч.

Увеличение РПВ должно быть одноразовым и осуществляться за время около 10 с. Затем производится выдержка в течение 2 минут без ручного перемещения стержней PC, в ходе которой паросодержание в реакторе уменьшается, что при положительном значении ПКР должно вызвать перемещение стержней АР (ЛАР-4) из активной зоны, а при отрицательном значении ПКР - в активную зону.

Изменение положения PC и разбаланс в измерительной части АР (ЛАР) визуально контролируется и записывается на самопишущих приборах.

В течение выдержки ожидают увеличение уровня в БС на 40-60 мм.

По окончании выдержки в течение 2 минут РПВ также одновременно по половинам реактора уменьшают на величину ˜400 т/ч на каждую сторону (т.е. устанавливают РПВ на величину ˜200 т/ч меньший, чем в исходном состоянии), но не менее 1000 т/ч на сторону. После выдержки в течение 2 минут РПВ возвращают в исходное состояние и регуляторы уровня питательной воды в БС пара включают в работу.

Цикл возмущения РПВ (сначала увеличение на величину около 200 т/ч с последующей выдержкой в течение 2-3 минут, а затем уменьшение на величину около 400 т/ч на сторону) производят троекратно с промежуточной стабилизацией параметров энергоблока и выставлением PC работающего регулятора на глубину 3,0±0,2 м по УП путем перекомпенсации (погружение или извлечение) ближайших PC.

После окончания циклов возмущения РПВ и стабилизации параметров блока в течение 2 минут производится "взвешивание" четверки PC работающего регулятора на участке, близком к участку отработки стержней при внесении возмущений по РПВ. Под "взвешиванием" понимается перемещение PC в активную зону реактора и измерение введенной при этом реактивности.

Для этого PC работающего регулятора перекомпенсацией устанавливают в положение, соответствующее их среднему положению на верхней границе отработавшего участка при изменении РПВ. Затем стержни АР (ЛАР) переводят на ручное управление и однократным воздействием на ключ ручного управления вводят в зону на 0,4÷0,5 м. Вводимую реактивность контролируют по реактиметру и она не должна превышать 0,03 βэффэфф - единица измерения реактивности, равная 0,006 абс.ед. реактивности)

Фактическое перемещение стержней АР (ЛАР) контролируют визуально и записывают. После перемещения PC делают выдержку в течение одной минуты. Изменение мощности реактора в эксперименте допускается не более 6% от номинальной мощности реактора.

В ходе выдержки ручное перемещение PC не производят. Уставку задатчика мощности (т.е. заданное значение тепловой мощности) снижают так, чтобы обеспечить близкий к нулю суммарный разбаланс (отклонение текущего значения тепловой мощности реактора от заданного значения) в измерительной части АР (ЛАР). По окончании выдержки АР (ЛАР) включают в работу и мощность реактора восстанавливают.

"Взвешивание" PC работающего регулятора производят троекратно с усреднением значений мощностного коэффициента реактивности (МКР), вычисленного по результатам каждого "взвешивания" PC.

Регистрация параметров не прерывается в течение всех работ по измерению ПКР. Общая продолжительность эксперимента - около 40 минут.

Величина ПКР рассчитывается как отношение введенной реактивности (∂ρ) к изменению объемного паросодержания (∂ϕ) в реакторе:

αϕ=∂ρ/∂ϕ

При этом введенная реактивность определяется непосредственно из опыта с изменением РПВ, а изменение объемного паросодержания рассчитывается в соответствии со штатной методикой с помощью двухканальной теплогидравлической модели (по одному топливному каналу на каждую из половин активной зоны реактора) с усредненными параметрами по половинам реактора по программе "ТРАКТ" (Приложение 10 KM "Алгоритмы обработки данных для определения величины парового и мощностного коэффициентов реактивности реакторов РБМК").

Недостатками данного способа определения ПКР являются:

- снижение мощности реактора и работа реактора в течение не менее суток перед началом измерений на пониженной мощности;

- снижение надежности и безопасности работы РУ из-за перевода автоматических регуляторов уровня воды в БС пара на ручное (дистанционное) управление; возможность внесения чрезмерно больших по амплитуде и несимметричных по половинам активной зоны реактора возмущений РПВ;

- снижение надежности и безопасности работы РУ из-за перевода PC на ручное управление и возможность значительного перемещения PC и изменения тепловой мощности реактора более 6% от номинальной тепловой мощности реактора.

Описанный способ определения ПКР является одним из наиболее близких аналогов предлагаемого способа.

Изобретением решается задача уменьшения амплитуды возмущения РПВ и возможность проведения измерений на номинальном уровне мощности, а также отказ от специальных опытов по "взвешиванию" PC в ручном режиме, что в итоге приводит к повышению безопасности и эффективности АС при определении ПКР на всех модификациях реакторных установок (РУ) с РБМК.

Для достижения названного технического результата в предлагаемом способе определения ПКР ядерного энергетического реактора типа РБМК, содержащего систему управления и защиты (СУЗ), в которой для управления тепловой мощностью реактора используют:

локальный автоматический регулятор (ЛАР) мощности с включенными в работу четырьмя регулирующими стержнями (PC), по одному PC в каждом квадранте активной зоны реактора, управляемый по сигналам внутризонных детекторов или от суммарного сигнала боковых ионизационных камер (БИК);

автоматический регулятор (АР) мощности с синхронной группой из четырех PC, по одному PC в каждом квадранте активной зоны реактора, управляемый от суммарного сигнала БИК;

содержащего средства для изменения тепловой мощности реактора ключом задатчика мощности, которым устанавливают значение тепловой мощности реактора, автоматически поддерживаемое работающим регулятором мощности (ЛАР или АР);

содержащего регуляторы уровня питательной воды в БС пара с приводами автоматического или ручного управления клапанами левого и правого питательных узлов, осуществляют следующие действия:

в работе оставляют один из регуляторов мощности (ЛАР или АР);

регуляторы уровня воды в БС пара переводят с автоматического на ручное управление;

увеличивают РПВ на величину 100-150 т/ч, одновременно воздействуя на приводы клапанов левого и правого питательных узлов при подержании уровня воды в БС пара в установленных эксплуатационных пределах и не допускают перемещения PC работающего регулятора мощности путем уменьшения при положительном ПКР или увеличения при отрицательном ПКР установленного ключом задатчика мощности значения тепловой мощности реактора;

после увеличения РПВ делают выдержку в течение 2-3 минут;

уменьшают РПВ на величину 100-150 т/ч, одновременно воздействуя на приводы клапанов левого и правого питательных узлов при поддержании уровня воды в БС пара в установленных эксплуатационных пределах и не допускают перемещения PC работающего автоматического регулятора мощности путем увеличения при положительном ПКР или уменьшения при отрицательном ПКР установленного ключом задатчика мощности значения тепловой мощности реактора;

после уменьшения РПВ делают выдержку в течение 2-3 минут;

при изменениях РПВ регистрируют по половинам активной зоны реактора величину РПВ, изменение тепловой мощности реактора, давление пара в БС пара;

цикл измерений с увеличением и последующим уменьшением РПВ повторяют 3-4 раза;

после окончания циклов с изменением РПВ стабилизируют параметры реактора и переводят регуляторы уровня воды в БС пара на автоматическое управление;

воздействуют на ключ задатчика мощности и снижают тепловую мощность реактора на величину 40-80 МВт, при этом PC работающего автоматического регулятора мощности вводятся в активную зону реактора на 0,1-0,3 м;

при введении PC в активную зону регистрируют изменение тепловой мощности реактора, давление пара в БС пара, РПВ по половинам активной зоны реактора;

ключом задатчика мощности возвращают текущее значение тепловой мощности реактора к его первоначальному значению до начала измерений и стабилизируют параметры реактора;

измерения с введением PC в активную зону повторяют (2-3) раза;

при этом ПКР рассчитывают путем решения методом наименьших квадратов системы уравнений баланса реактивности реактора, составленной для каждого измерения с изменением РПВ и перемещением PC:

где к=1, ..., К; К - общее количество измерений с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней;

αт - коэффициент реактивности по температуре топлива, βэфф/°С;

(dT/dW) - производная температуры топлива по мощности полагается постоянной и равной 0,147 °С/МВт;

βэфф - единица измерения реактивности (эффективная доля запаздывающих нейтронов, равняется 0,006 абс.ед. реактивности);

ΔWk - изменение тепловой мощности, МВт;

αϕ - паровой коэффициент реактивности, βэфф/абс.ед.;

Δϕк - изменение среднего по реактору объемного паросодержания для К-го измерения, рассчитывается согласно алгоритму КМ, абс.ед;

ρсуз.к - реактивность, введенная регулирующими стержнями автоматического регулятора мощности для К-го измерения (ρсуз.к=0 при отсутствии перемещения регулирующих стержней), βэфф;

ρнач.к, ρкон.к - начальная и конечная реактивность реактора для К-го измерения, рассчитывается в соответствии с комплексной методикой определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК, βэфф.

Особенностями предлагаемого способа по сравнению с аналогами являются: уменьшение амплитуды возмущения РПВ с 200-400 до 100-150 т/ч, проведение измерений на мощности от 40 до 100% от номинального уровня тепловой мощности, отказ от специальных опытов по "взвешиванию" PC в ручном режиме; перемещение PC осуществляется в автоматическом режиме при воздействии на ключ задатчика тепловой мощности реактора.

Предлагаемый способ поясняется фиг.1-4. На фиг.1 представлена схема основного оборудования энергоблока РБМК-1000, на которой цифрами <1> и <2> показаны регуляторы уровня питательной воды в БС пара левого и правого питательных узлов. Расход питательной воды измеряется расходомерами на линиях подачи питательной воды (линии 3 и 4 на фиг.1) в БС пара.

На фиг.2 приведены картограмма размещения стержней АР и ЛАР в активной зоне реактора. Стержни АР функционально разделены на три группы. На фиг.2 цифрой <1> обозначены стержни АР первой группы; цифрой <2> стержни АР второй группы и цифрой <3> - стержни АР третьей группы. Стержни ЛАР обозначены на фиг.2 значком <Л>.

На фиг.3 и фиг.4 приведены характерные изменения теплофизических параметров реактора при измерении ПКР. Данные получены при проведении измерений ПКР на 2-ом энергоблоке Смоленской АЭС 5 декабря 2003 г. На графиках, изображенных на фиг.3, показано изменение параметров при изменении РПВ:

5 - РПВ в левой половине активной зоны реактора;

6 - РПВ в правой половине активной зоны реактора;

7 - реактивность реактора при изменении РПВ

8 - тепловая мощность реактора при изменении РПВ;

9 - давление в БС левой половины при изменении РПВ;

10 - давление в БС правой половины при изменении РПВ.

На графиках, изображенных на фиг.4, показано изменение параметров при снижении тепловой мощности реактора:

11 - тепловая мощность реактора при вводе PC в активную зону реактора;

12 - реактивность реактора при вводе PC в активную зону реактора;

13 - давление в БС левой половины при вводе PC в активную зону реактора;

14 - давление в БС правой половины при вводе в активную зону реактора;

15 - РПВ в левой половине активной зоны реактора при вводе PC в активную зону реактора;

16 - РПВ в правой половине активной зоны реактора при вводе PC в активную зону реактора.

Способ осуществляется следующим образом. Измерения ПКР на АС с РБМК проводятся при стационарной работе энергоблока на мощности от 40 до 100% от номинального уровня тепловой мощности реактора.

Перед началом измерений в работе оставляют один из регуляторов ЛАР или АР (см. фиг.2). Регуляторы <1> и <2> на фиг.1 уровня питательной воды в БС пара переводят с автоматического на ручное (дистанционное) управление. Путем воздействия на регулирующие клапаны <1> и <2> ручного привода левого и правого питательных узлов (см. фиг.1) увеличивают РПВ на величину 100-150 т/ч. Одновременно предотвращают перемещения PC автоматической подсистемы регулирования путем воздействия на ключ задатчика тепловой мощности, плавно увеличивая при положительном значении ПКР или уменьшая при отрицательном значении ПКР заданное для поддержания значение тепловой мощности реактора.

После выдержки в течение 2-3 минут уменьшают РПВ на величину 100-150 т/ч, одновременно воздействуя на регулирующие клапаны <1> и <2> (см. фиг.1) ручного привода левого и правого питательных узлов при поддержании уровня воды в БС пара в эксплуатационных пределах.

При этом не допускают перемещения PC работающего автоматического регулятора мощности, изменяя при необходимости ключом задатчика мощности установленное значение тепловой мощности реактора.

После уменьшения РПВ делают выдержку в течение 2-3 минут.

Регистрируют изменение РПВ по половинам активной зоны реактора, соответственно, (см. графики 5 и 6 на фиг.3) и изменение давления пара в БС (см. графики 7 и 8 на фиг.3), а также изменение тепловой мощности реактора (см. график 9 на фиг.3) и реактивности (см. график 10 на фиг.3).

При увеличении РПВ (графики 5 и 6 на фиг.3) паросодержание в реакторе уменьшается, что при положительном ПКР приводит с некоторой задержкой по времени к уменьшению реактивности реактора (график 7 на фиг.3) и, как следствие, уменьшению мощности реактора (график 8 на фиг.3) и давления пара в БС по половинам реактора (графики 9 и 10 на фиг.3).

Цикл измерений с изменением (увеличением и уменьшением) РПВ для увеличения точности повторяют 3-4 раза.

По окончании измерений с изменением РПВ переходят с ручного на автоматическое регулирование уровня питательной воды в БС пара, РПВ возвращают к первоначальным значениям до изменения РПВ; воздействуют на ключ задатчика тепловой мощности и снижают заданное для поддержания значение тепловой мощности реактора на величину 40-80 МВт. При этом PC автоматического регулятора вводятся в активную зону реактора на 0,1-0,3 м. Регистрируют изменение РПВ (графики 11 и 12 на фиг.4) и изменение давления пара в БС (графики 13 и 14 на фиг.4) по половинам активной зоны реактора. А также регистрируют изменение тепловой мощности реактора (график 15 на фиг.4) и реактивность реактора (график 16 на фиг.4). Ключом задатчика тепловой мощности реактора плавно возвращают тепловую мощность к значению до начала измерений. Измерения с перемещением PC для увеличения точности повторяют 2-3 раза.

ПКР рассчитывают путем решения методом наименьших квадратов системы уравнений баланса реактивности реактора, составленной для каждого измерения с изменением РПВ и перемещением PC:

где к=1, ..., К; К - общее количество измерений с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней;

αт - коэффициент реактивности по температуре топлива, βэфф/°С;

(dT/dW) - производная температуры топлива по мощности полагается постоянной и равной 0,147 °С/МВт;

βэфф - единица измерения реактивности (эффективная доля запаздывающих нейтронов, равняется 0,006 абс.ед. реактивности);

ΔWk - изменение тепловой мощности, МВт;

αϕ - паровой коэффициент реактивности, βэфф/абс.ед.;

Δϕк - изменение среднего по реактору объемного паросодержания для К-го измерения, рассчитывается согласно алгоритму КМ, абс.ед;

ρсуз.к - реактивность, введенная регулирующими стержнями автоматического регулятора мощности для К-го измерения (ρсуз.к=0 при отсутствии перемещения регулирующих стержней), βэфф;

ρнач.к, ρкон.к - начальная и конечная реактивность реактора для К-го измерения, рассчитывается в соответствии с комплексной методикой определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК, βэфф.

Для расчета реактивности реактора в соответствии с КМ используется штатная программа "РЕЛЬС". Программа "РЕЛЬС" рассчитывает реактивность реактора в переходном процессе на основании значений нейтронной мощности, зафиксированной измерительной аппаратурой от внутризонных датчиков.

Ниже приведена полученная система уравнений баланса реактивности для 9-ти измерений и результаты ее решения методом наименьших квадратов.

Средневзвешенное значение ПКР составляет:

ПКР=(0,63±0,09)βэфф.

Значения мощностного коэффициента реактивности (МКР) и коэффициента реактивности по температуре топлива (ТКР) составляют:

МКР=(-0.00023±0.00002)(βэфф/МВт)

ТКР=(-0.00163±0.00023)(βэфф/°С).

В настоящее время предлагаемый способ определения ПКР опробован на всех энергоблоках Смоленской АС. Для реализации данного способа используется имеющееся на АС оборудование, дополненное специализированной измерительной системой для автоматизированной записи изменения перечисленных выше технологических параметров и их автоматизированной обработки для определения ПКР.

При реализации изобретения, помимо повышения безопасности работы АС, достигается экономический эффект, связанный с дополнительной выработкой электрической энергии. При использовании штатной методики необходимо снижение тепловой мощности реактора до уровня (95-98)% от номинального уровня мощности на время не менее суток. При измерении по предложенному в изобретении методу измерения проводятся на номинальном уровне мощности. Для расчета дополнительной выработки электрической энергии ограничимся уровнем снижения электрической мощности на 2%. Тогда за время проведения измерений - 24 часа при работе реактора на пониженном уровне мощности недовыработка электрической энергии составит:

1000 МВт*24 ч*0,02=480000 кВт*ч

Измерения ПКР проводятся на АС в среднем 2 раза в год. В настоящее время работают 11 блоков. Таким образом, дополнительная выработка электроэнергии составляет 10560000 кВт*ч.

Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа РБМК,

содержащего систему управления и защиты, в которой для управления тепловой мощностью реактора используют локальный автоматический регулятор мощности с включенными в работу четырьмя регулирующими стержнями, по одному регулирующему стержню в каждом квадранте активной зоны реактора, управляемый по сигналам внутризонных детекторов или от суммарного сигнала боковых ионизационных камер; автоматический регулятор мощности с синхронной группой из четырех регулирующих стержней, по одному регулирующему стержню в каждом квадранте активной зоны реактора, управляемый от суммарного сигнала боковых ионизационных камер;

содержащего средства для изменения тепловой мощности реактора ключом задатчика мощности, которым устанавливают значение тепловой мощности реактора, автоматически поддерживаемое работающим регулятором мощности (локальный автоматический регулятор или автоматический регулятор мощности);

содержащего регуляторы уровня питательной воды в барабан-сепараторах пара с приводами автоматического или ручного управления клапанами левого и правого питательных узлов, характеризующийся тем, что

в работе оставляют один из регуляторов мощности (локальный автоматический регулятор или автоматический регулятор мощности);

регуляторы уровня воды в барабан-сепараторах пара переводят с автоматического на ручное управление;

увеличивают расход питательной воды на величину 100-150 т/ч, одновременно воздействуя на приводы клапанов левого и правого питательных узлов при поддержании уровня воды в барабан-сепараторах пара в установленных эксплуатационных пределах, и не допускают перемещения регулирующих стержней работающего регулятора мощности, путем уменьшения при положительном паровом коэффициенте реактивности или увеличения при отрицательном паровом коэффициенте реактивности установленного ключом задатчика мощности значения тепловой мощности реактора;

после увеличения расхода питательной воды делают выдержку в течение 2-3 мин;

уменьшают расход питательной воды на величину 100-150 т/ч, одновременно воздействуя на приводы клапанов левого и правого питательных узлов при поддержании уровня воды в барабан-сепараторах пара в установленных эксплуатационных пределах, и не допускают перемещения регулирующих стержней работающего автоматического регулятора мощности путем увеличения при положительном паровом коэффициенте реактивности или уменьшения при отрицательном паровом коэффициенте реактивности установленного ключом задатчика мощности значения тепловой мощности реактора;

после уменьшения расхода питательной воды делают выдержку в течение 2-3 мин;

при изменениях расхода питательной воды регистрируют по половинам активной зоны реактора величину расхода питательной воды, изменение тепловой мощности реактора, давление пара в барабан-сепараторах пара;

цикл измерений с увеличением и последующим уменьшением расхода питательной воды повторяют 3-4 раза;

после окончания циклов с изменением расхода питательной воды стабилизируют параметры реактора и переводят регуляторы уровня воды в барабан-сепараторах пара на автоматическое управление;

воздействуют на ключ задатчика мощности и снижают тепловую мощность реактора на величину 40-80 МВт, при этом регулирующие стержни работающего автоматического регулятора мощности вводятся в активную зону реактора на 0,1-0,3 м;

при введении регулирующих стержней в активную зону регистрируют изменение тепловой мощности реактора, давление пара в барабан-сепараторах пара, расход питательной воды по половинам активной зоны реактора;

ключом задатчика мощности возвращают текущее значение тепловой мощности реактора к его первоначальному значению до начала измерений и стабилизируют параметры реактора;

измерения с введением регулирующих стержней в активную зону повторяют 2-3 раза;

при этом паровой коэффициент реактивности рассчитывают путем решения методом наименьших квадратов системы уравнений баланса реактивности реактора, составленной для каждого измерения с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней

где к=1, ..., К; К - общее количество измерений с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней;

αzT×(dT/dW),

αT - коэффициент реактивности по температуре топлива, βэфф/°С;

(dT/dW) - производная температуры топлива по мощности полагается постоянной и равной 0,147 °С/МВт;

βэфф - единица измерения реактивности (эффективная доля запаздывающих нейтронов, равняется 0,006 абс.ед. реактивности);

- изменение тепловой мощности, МВт;

αϕ - паровой коэффициент реактивности, βэфф/абс.ед.;

ΔϕК - изменение среднего по реактору объемного паросодержания для К-го измерения, рассчитывается согласно алгоритму комплексной методики, абс.ед;

ρсуз,к - реактивность, введенная регулирующими стержнями автоматического регулятора мощности для К-го измерения (ρсуз,к=0 при отсутствии перемещения регулирующих стержней), βэфф;

ρнач,к, ρкон,к - начальная и конечная реактивность реактора для К-го измерения, рассчитывается в соответствии с комплексной методикой определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК, βэфф.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулированию глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива.

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. .

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а точнее к способам управления энергетических ядерных реакторов, и может найти применение преимущественно при эксплуатации реактора в составе ядерной энергетической установки АЭС.
Изобретение относится к способам управления ядерными реакторами, в частности, к управлению термоэмиссионным реактором-преобразователем (РП), используемым в качестве источников электрической энергии в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) космических аппаратов (КА).

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа. .

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для контроля герметичности первого контура при проведении гидравлических испытаний судовой ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с водным теплоносителем.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к производству и использованию тепловыделяющих сборок для ядерных реакторов АЭС. .

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к производству и использованию тепловыделяющих сборок для ядерных реакторов АЭС. .

Изобретение относится к области измерительной техники и может быть использовано в устройствах для бесконтактного измерения давления в сосудах, например, давления внутри тепловыделяющих элементов ядерных реакторов.

Изобретение относится к ядерной технике. .

Изобретение относится к области контроля герметичности оборудования атомных электрических станций и используется для обнаружения утечек из трубопроводов с водяным теплоносителем.

Изобретение относится к области атомной энергетики и используется на реакторных установках с водо-водяными и водографитовыми реакторами, в особенности при разгерметизации 1-го контура.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения реактивности любых размножающих сред - ядерных реакторов, критсборок, хранилищ делящихся материалов.

Изобретение относится к области атомной энергетики, касается, в частности, способов определения ресурса графитовой кладки и может быть использовано для определения ресурса ядерного канального реактора.

Изобретение относится к области атомной энергетики, касается, в частности, способов определения ресурса графитовой кладки и может быть использовано для определения ресурса ядерного канального реактора.

Изобретение относится к измерительной технике, предназначено для комплексного обследования технического состояния элементов системы управления и защиты ядерных реакторов, в частности стержней

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК

Наверх