Способ определения парового коэффициента реактивности

Изобретение относится к способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок атомных электростанций и, в частности, к способам определения парового коэффициента реактивности. Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности канальный) включает контроль нейтронно-физических и теплогидравлических параметров РУ, отбор процессов с изменением расходов питательной воды в результате работы автоматических регуляторов уровня воды в барабанах-сепараторах пара и расчет ПКР при обработке данных, характеризующих баланс реактивности в указанных процессах. Согласно изобретению регистрацию параметров, характеризующих баланс реактивности, осуществляют в штатном режиме локального автоматического регулирования мощности реактора (режим ЛАР), при отборе процессов с изменением расхода питательной воды учитываются события, сопровождаемые перемещением стержней СУЗ (ЛАР), а значение ПКР рассчитывают в результате решений системы уравнений вида:

(k=1, ...K),

где α_ϕ - величина парового коэффициента реактивности, α_W - параллельно определяемая при решении системы уравнений величина мощностного коэффициента реактивности, ΔW_k - регистрируемое установившееся изменение тепловой мощности при возмущении расхода питательной воды в k-м выбранном процессе, Δϕ_k(Δi_вх) - изменение паросодержания только от изменения энтальпии теплоносителя на входе в активную зону, ρ_суз,k - изменение («скачок») реактивности вследствие перемещения стержней автоматического регулятора мощности, ρ_нач,k, ρ_кон,k - начальное и конечное значение реактивности реактора. Изобретение позволяет повысить надежность и безопасность работы реакторной установки при контроле парового коэффициента реактивности с одновременным повышением точности контроля этого параметра ядерной безопасности реакторной установки. 2 ил., 4 табл.

 

Изобретение относится к способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, к способам определения парового (пустотного) коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторами РБМК, являющегося одним из важнейших параметров, характеризующих ядерную безопасность этих реакторов.

Известен взятый в качестве прототипа (заявка №96107824 от 16.04.96 г.) способ определения ПКР, заключающийся в отборе процессов с изменением расхода питательной воды в результате работы автоматических регуляторов уровня воды в барабанах-сепараторах (БС) пара (специальные возмущения не вносятся) при регистрации соответствующих технологических параметров с дальнейшей обработкой этих параметров на персональном компьютере (PC). Регистрация параметров осуществляется на любом энергетическом уровне мощности при стационарной работе РУ.

Перед началом регистрации параметров включается в работу автоматический регулятор мощности (АР), с помощью которого регулирование мощности осуществляется группой синхронно перемещающихся стержней СУЗ, либо для локального автоматического регулятора (ЛАР) оставляют в работе четыре симметричных стержня (по одному на квадрант активной зоны), т.е. в обоих случаях переходят в нештатный режим регулирования мощности.

Отбираемые для дальнейшей обработки процессы должны удовлетворять следующим условиям:

- стабилизация расхода питательной воды (G_пв) до и после изменения в течение не менее 2 мин;

- отсутствие перемещения стержней СУЗ в течение 2 мин до и после изменения G_пв.

Для них соответствующие уравнения баланса реактивности имеют вид:

(k₁=1, ...K₁),

где - полное изменение паросодержания, рассчитывается по алгоритму штатной программы ТРАКТ; α_ϕ - величина ПКР, - регистрируемое установившееся изменение тепловой мощности при возмущении Gпв, α_W - величина мощностного коэффициента реактивности (МКР), , - начальное и конечное значение реактивности реактора для k₁-го выбранного процесса (указанные величины оцениваются по расчетному массиву временного поведения реактивности).

Величина МКР (α_W) определяется с использованием естественных процессов перемещения стержней СУЗ при автоматическом управлении распределением энерговыделения в реакторе в режиме АР (без специального «взвешивания» стержней СУЗ). Уравнения баланса реактивности для таких процессов описываются уравнениями вида (2):

(k₂=1, ...K₂),

где - изменение ("скачок") реактивности вследствие перемещения стержней АР для k₂-го выбранного процесса (оценивается по расчетному массиву временного поведения реактивности).

Обработка измерений, согласно прототипу, предполагает последовательное решение уравнений вида (2) с целью определения величины МКР (α_W) как результата усреднения соответствующих решений. Затем, при известном МКР, аналогичным образом из решения уравнений вида (1) определяется среднее (с весом ) значение ПКР:

Недостатками данного способа определения ПКР являются:

1. Снижение надежности и безопасности работы РУ вследствие необходимости перехода из штатного режима автоматического управления распределением энерговыделения (режим локального автоматического регулирования (ЛАР)) в режим автоматического регулирования мощности (режим АР).

2. Работа в режиме АР сопряжена с регламентными временными ограничениями (не более 2 часов), что не всегда позволяет набрать необходимый объем выборки для получения приемлемой (с точки зрения непревышения максимально допустимой неопределенности в оценке ПКР) точности конечного результата. Проблема усугубляется наличием дополнительных ограничений по отбору зарегистрированных событий: в обработку принимаются лишь те процессы с изменением расхода питательной воды, обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в БС, которые не сопровождаются перемещением стержней СУЗ.

3. В прототипе допущена неточность в оценке изменения паросо держания (Δ_ϕ) в рамках принятой записи уравнений баланса реактивности для процессов с изменением расхода питательной воды (1). В этих уравнениях член вида α_ϕΔϕ должен содержать оценку Δϕ только от изменения энтальпии теплоносителя на входе в активную зону - Δϕ=Δϕ(Δi_вх), а вовсе не полное изменение паросодержания, включая составляющую, связанную с изменением мощности - , поскольку последняя уже учитывается членом обратной связи по мощности: , где Т - температура топлива, α_T - коэффициент реактивности по температуре топлива. В прототипе же получение расчетной оценки Δ_ϕ с помощью стандартного обращения к штатной программе ТРАКТ приводило к двойному учету указанной составляющей Δϕ. Для расчета Δϕ только от изменения энтальпии теплоносителя на входе в активную зону требуется специальное обращение к программе ТРАКТ при искусственном задании ΔW=0.

Предлагаемым изобретением решается задача повышения надежности и безопасности работы РУ при контроле ПКР с одновременным повышением точности контроля этого параметра ядерной безопасности РУ.

Для получения такого технического результата производят контроль процессов изменения нейтронно-физических и теплогидравлических параметров РУ при изменении расходов питательной воды в результате работы автоматических регуляторов уровня воды в барабанах-сепараторах (БС) пара.

Отличительный признак предлагаемого способа заключается в том, что контроль данных, характеризующих баланс реактивности, осуществляют в штатном режиме ЛАР. Кроме того, в предлагаемом способе наряду с процессами с изменением расхода питательной воды, рассматриваемыми в прототипе, в рассмотрение принимаются и процессы общего вида, сопровождаемые перемещением стержней СУЗ:

(k₃=1, ...K₃)

Дополнительно в системе уравнений (3) исправлена неточность, допущенная в прототипе - для члена вида α_ϕΔϕ полное изменение паросодержания в рассматриваемых процессах Δϕ(i_вх,ΔW), обусловленное изменением входной энтальпии теплоносителя и мощности реактора, заменено на ту часть полного изменения паросодержания - Δϕ(Δi_вх), которая связана только с изменением энтальпии воды на входе в активную зону.

Новым элементом в обработке измерений в предлагаемом способе является определение величины ПКР в результате решения системы уравнений вида (1-3), описывающих предварительно тщательно отобранные процессы с изменениями теплогидравлических параметров, методом наименьших квадратов (МНК). При этом оценка величины МКР получается одновременно с несмещенной (математическое ожидание равно оцениваемому параметру) и эффективной (с минимальной дисперсией при заданном объеме выборки) оценкой ПКР.

В результате практического применения предлагаемого способа повышается надежность и безопасность эксплуатации РУ вследствие отсутствия необходимости перехода из штатного режима автоматического управления распределением энерговыделения (режим ЛАР) в режим автоматического регулирования мощности (режим АР) при выполнении измерений. Упрощается процедура отбора процессов с возмущением расхода питательной воды (G_пв), поскольку снимается требование об отсутствии перемещения стержней СУЗ в течение 2 мин до и после изменения G_пв. По этой же причине в рамках одинаковых временных затрат на измерения значительно увеличивается объем выборки процессов с изменением расхода питательной воды, что позволяет увеличить точность измерений.

Предлагаемое изобретение иллюстрируется чертежами, на которых изображены: на фиг.1 - первичные сигналы поведения расходов питательной воды по половинам реакторной установки (G_пв,л и G_пв,п), суммарный сигнал мощности (W), вычисленная реактивность (ρ) и логический сигнал работы локального регулятора ЛАР, на фиг.2 - сглаженная (на участке после срабатывания стержня СУЗ) кривая поведения мощности и соответствующий ей график реактивности при выполнении уточненной оценки величины МКР.

Предлагаемый способ определения ПКР осуществляется в следующей последовательности. Реакторная установка находится в рабочем состоянии (величина мощности не регламентирована). На блочном щите управления (БЩУ) работающей реакторной установки к специально встроенному разъему, на который выведены основные теплофизические параметры, необходимые для вычисления ПКР, подключается многоканальная гальванически развязанная измерительная система под управлением PC. Далее осуществляют регистрацию параметров и последовательную запись файлов данных в двух-, четырехчасовом форматах на жесткий диск. Регистрируются и записываются в файл данных на жесткий диск следующие параметры:

1. Расход питательной воды по половинам КМПЦ (Gпв).

2. Мощность по суммарному сигналу 130 внутризонных нейтронных датчиков (W).

3. Температура питательной воды по половинам КМПЦ (Тп.в.).

4. Давление в барабан-сепараторах по половинам реактора (Рб.с.)

5. Специальный суммарный логический сигнал локальных автоматических регуляторов «Стержень выбран или перемещается» (формируется при движении любых отдельных или нескольких стержней ЛАР).

Регистрация параметров сопровождается выводом регистрируемых параметров на монитор PC в режиме «on-line». Регистрация параметров, как правило, завершается при наборе достаточного (с точки зрения приемлемой точности конечного результата) объема (˜20) зарегистрированных процессов с однополярным синхронным изменением расходов питательной воды с амплитудой не менее 25-30 м³/ч.

Следующий этап заключается в обработке зарегистрированной информации. Обработка реализована в диалоговом режиме, где также предоставлена возможность отображения на экране монитора графической информации по любому набору регистрировавшихся параметров. Дополнительно предоставляется возможность отображения расчетного массива временного поведения реактивности.

Начальная стадия обработки подразумевает отбор событий для их дальнейшей обработки и заключается в расстановке (с помощью курсора непосредственно на мониторе при просмотре графиков зарегистрированных параметров) временных меток, ограничивающих процессы того или иного типа. Под событием того или иного типа следует понимать изменение состояния активной зоны ядерного реактора как отклик на работу систем управления, регулирования и защиты реакторной установки:

тип 1: исходным событием является зарегистрированное возмущение расхода питательной воды, отвечающее приведенным выше критериям (однополярность и синхронность изменения расходов питательной воды с амплитудой не менее 25-30 м³/ч.), нарушение баланса реактивности компенсируется обратной связью по мощности (см. уравнение (1)),

тип 2: исходным событием является перемещение стержня (стержней) ЛАР, нарушение баланса реактивности компенсируется обратной связью по мощности (см. уравнение (2)),

тип 3: то же, что и тип 1, но нарушение баланса реактивности компенсируется наряду с обратной связью по мощности еще и перемещением стержней ЛАР (см. уравнение (3)).

Для событий типа 1 и 3 левая временная метка ставится непосредственно перед началом возмущения расхода питательной воды, а правая отделена от левой примерно двухминутным интервалом и соответствует устойчивой стабилизации нового значения расхода. При отборе процессов с возмущением расхода питательной воды (G_пв) наряду с упомянутым критерием (стабилизация) учитываются критерии однополярности и синхронности возмущений по половинам реактора, а также достаточной амплитуды возмущения хотя бы по одной из половин (не менее 25-30 м³/ч).

Для событий типа 2 левая метка устанавливается непосредственно перед началом возмущения сигнала мощности, вызванного перемещением стержней ЛАР (этот момент фиксируется логическим сигналом «Стержень выбран или перемещается»), правая - спустя 30-40 с после начала возмущения при фиксации установившегося нового значения мощности (критерий отбора).

При установке обоих временных меток, ограничивающих тот или иной процесс, на экран выводится таблица, показывающая значения параметров на границах выделенного интервала и их разницу. Каждое предварительно отобранное событие проходит стадию тестирования на предмет предварительной оценки искомых параметров по отдельному конкретному событию и присоединения к выборке окончательно отобранных процессов с целью формирования системы уравнений вида (1-3) и решения этой системы методом наименьших квадратов (МНК) относительно двух величин: МКР и ПКР. При реализации предварительной оценки искомых параметров по отдельному конкретному событию на экран выводятся либо значение МКР для событий типа 2, либо значение ПКР для события типа 1 или 3 (при известном заданном значении МКР).

Для событий типа 2 на стадии тестирования имеется возможность получения уточненных оценок МКР с применением предварительной фильтрации (сглаживания) функции поведения мощности. Этапы такой расчетной процедуры заключаются в следующем: для выбранного фрагмента (временного интервала) графиков, соответствующего заданным меткам для события типа 2 создается специальный файл данных для обработки штатной программой РЕЛЬС; обработка этого файла в диалоговом режиме предполагает возможность предварительного сглаживания кривой поведения мощности на участке после срабатывания стержня СУЗ с выраженным «скачком» реактивности; затем по сглаженной кривой мощности осуществляется расчет поведения реактивности; величина «скачка» уточняется с учетом действия отрицательной обратной связи по мощности, и, наконец, в соответствии с уравнением (2) вычисляется величина МКР.

Проанализировав результат, пользователь может отказаться от выбранного варианта меток (удалив их) в том случае, когда не соблюдены полностью критерии отбора. Рабочая программа, используя сохраненные установленные метки, организует массивы данных - матрицу системы уравнений с соответствующим вектором правых частей - для решения системы методом МНК с целью получения конечных результатов - итоговых оценок МКР и ПКР по всей совокупности отобранных процессов. Полученные таким образом значения МКР и ПКР с оценками погрешности этих результатов отображаются в таблице 4.

С целью повышения достоверности полученных результатов дополнительно к МНК могут привлекаться еще два варианта обработки сформированной системы уравнений вида (1-3) с раздельным (неодновременным) получением оценок МКР (α_ϕ) и ПКР (α_W):

- в первом из них (альтернативный подход) с помощью МНК вначале обрабатываются только события с перемещением стержней ЛАР (события типа 2). Затем также с применением МНК при известной оценке α_W обрабатываются остальные события;

- второй вариант - чисто традиционный (соответствует алгоритму штатной программы ТРАКТ): при обработке отдельных событий типа 2 определяется набор значений , в качестве итоговой оценки берется среднеарифметическое значение. Затем, при известном , также отдельно обрабатывается каждое событие с возмущением расхода.

Полученный набор значений , усредняется с весами и .

Среднеквадратичная погрешность в традиционном варианте обработки данных в чистом виде характеризует воспроизводимость результатов и, следовательно, их надежность и достоверность. Как правило, два дополнительных способа обработки привлекаются именно с этой целью - перекрытие коридоров погрешности во всех трех способах является свидетельством достоверности полученных результатов.

В качестве примера на фиг.1 представлен фрагмент отображаемых на экране монитора графиков поведения зарегистрированных параметров: две верхние кривые описывают изменение во времени расходов питательной воды по половинам РУ (G_пв,л и G_пв,п), под ними - кривая поведения нейтронной мощности (W_н), еще ниже - расчетная кривая поведения реактивности (ρ). Логический сигнал включения ЛАР выделен в виде соответствующего пика. На графиках расставлены временные метки, ограничивающие события того или иного типа. Метка 21 соответствует событию типа 1, а метка 22 - событию типа 2, характеризующемуся включением в работу стержня ЛАР и резким изменением мощности.

На стадии тестирования предварительно отобранных событий вначале обработке подвергаются события типа 2 с целью предварительной оценки величины МКР. Далее, при уже известном МКР, тестируются события типа 1 и 3. Так, в таблице 1 показаны физические параметры и предварительная расчетная оценка величины МКР для события с временной меткой 22, а в таблице 2 расчетная оценка величины ПКР для события с временной меткой 21. Здесь при оценке ПКР используется предварительно полученная средняя по всем событиям типа 2 оценка МКР, равная -2.70·10^-4β МВт.

Метка N 22	Таблица 1		Метка N 21	Таблица 2
Сигнал	Тнач.	Ткон.	Дельта		Сигнал	Тнач.	Ткон.	Дельта
	7320 с.	7380 с.	60 с.			7207 с.	7286 с.	79 с.
Gпв_л.	2520.06	2528.00	7.936		Gпв_л.	2557.89	2524.60	-33.292
Gпв_п.	2522.68	2511.97	10.708		Gпв_п.	2536.75	2518.40	-18.356
Рбс_л.	67.34	67.39	0.054		Рбс_л.	67.38	67.44	0.065
Рбс_п.	67.41	67.33	-0.075		Рбс_п.	67.42	67.38	-0.038
Тпв_л.	157.97	157.97	0.007		Тпв_л.	157.92	157.95	0.034
Тпв_п.	158.01	158.01	0.007		Тпв_п.	158.01	158.00	0.034
Цнтр.	3000.01	2994.78	-5.229		Wнтр.	2997.18	2999.58	2.396
Инд. ПАР	0.77	0.77	0.000		Инд. ЛАР	0.91	0.91	0.000
Реактив.	0.0133	-.0435	0.05684		Реактив.	-0.0172	0.0214	0.03865
Wнач.=3001.7 МВт	Wост.=2998.8 МВт	При AW=2.70E-4 Бет/МВт
Wуст.=2998.2 МВт	Тхода=3.20 сек	Реактив. от dW=0.065 цент
Rизм.=-0.096 цнт.	Rкон.=0.021 цнт	DF=0.200
Rвзв.=-0.107 цнт.	AW=-2.42E-4	AF=0.325
Ннач.=0.000 м	Нкон.=0.000 м.

Для событий типа 2 имеется возможность получения уточненных оценок МКР с применением предварительной фильтрации (сглаживания) функции поведения мощности. Так, в таблице 3 представлен конечный результат такого уточненного расчета МКР для события с меткой 22 с помощью штатной программы РЕЛЬС: -2.47·10^-4β/Мвт, что очень близко к предварительной оценке -2.42·10^-4 βМвт.

Сформированная на основе протестированных событий матрица системы уравнений, описывающих баланс реактивности в отобранных событиях, с соответствующим вектором правых частей обрабатывается с применением МНК с целью получения конечных результатов - итоговых оценок МКР и ПКР по совокупности отобранных процессов. Итоговые значения вычисленных значений МКР и ПКР вводятся в таблицу 4.

В таблице 4 показаны параметры отобранных событий, всех трех типов с указанием в крайних правых столбцах предварительных оценок величин МКР и ПКР по отдельным событиям. В столбцах 1-7 приведены соответственно: порядковый номер события, тип события, значения временных меток для данного события в файле зарегистрированной информации и, наконец, величины изменения паросодержания, мощности и реактивности для каждого события на интервале, ограниченном временными метками. В нижней части таблицы приведены итоговые оценки искомых параметров, полученные при обработке всей совокупности отобранных событий тремя вышеописанными способами обработки данных.

Таблица 4
N	Тип	T1	T2	DF	DW	DR	AW	AF
1	2	19	101	.323	.654	.136		.476
2	2	105	184	-.161	-.433	-.060		.446
3	1	416	500	-.102	-1.743	.000		.462
4	1	615	694	.180	3.050	.000		.458
5	2	834	910	.176	2.614	.000		.402
6	1	152	1250	.289	5.664	.000		.530
7	1	1262	1365	-.258	-4.575	.000		.480
8	1	1605	1705	.223	3.921	.000		.475
9	1	1879	1978	.215	3.268	.000		.411
10	1	3952	4018	.184	3.703	.000		.544
11	1	4211	4276	-.093	-1.743	.000		.507
12	1	5033	5096	.186	2.832	.000		.412
13	1	5098	5211	-.233	-4.357	.000		.506
14	1	5461	5521	-.182	-3.268	.000		.486
15	1	6199	6271	.108	2.178	.000		.545
16	2	6376	6457	.086	1.961	.000		.617
17	1	6771	6866	-.226	-4.139	.000		.495
18	2	1906	2002	-.190	-3.703	.000		.527
19	3	2386	2446	.000	3.897	-.112	-2.874
20	1	4365	4460	-.177	-3.268	.000		.499
21	3	4449	4509	.000	2.160	-.061	-2.824
22	2	4470	4582	.187	2.614	.010		.431
23	1	4983	5055	-.133	-2.396	.000		.487
24	2	5581	5666	.245	3.704	.008		.441
25	2	6019	6091	-.231	-.871	-.098		.526
26	2	6119	6249	.261	3.921	.030		.521
27	2	6945	7021	.065	1.961	-.018		.539
28	1	7207	7286	.200	2.396	.000		.324
29	3	7320	7380	.000	-3.479	.084	-2.414
30	2	7877	7975	-.296	-4.357	.000		.398
Полная система	ТРАКТ	Альтернативный подход
aW=-2.598±.131	aW=-2.704±.146	aW=-2.893±.154
aF=.458±.022	aF=.475±.011	aF=.470±.010

Предлагаемый способ определения ПКР опробован на всех АЭС РФ с РБМК. В настоящее время способ включен в состав «Комплексной методики определения физических и динамических характеристик РБМК-1000», являющейся основным нормативным документом, регламентирующим методы контроля основных нейтронно-физических характеристик на аппаратах указанного типа. Кроме этого проводится большая работа по созданию сложной аналитической программы по автоматизации отбора процессов с возмущением расхода питательной воды и реализации режима непрерывного контроля ПКР с выводом результата на отдельный выносной индикатор в зале блочного щита управления РУ.

Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности канальный), включающий контроль нейтронно-физических и теплогидравлических параметров РУ, отбор процессов с изменением расходов питательной воды в результате работы автоматических регуляторов уровня воды в барабанах-сепараторах пара и расчет ПКР при обработке данных, характеризующих баланс реактивности в указанных процессах, отличающийся тем, что регистрацию параметров, характеризующих баланс реактивности, осуществляют в штатном режиме локального автоматического регулирования мощности реактора (режим ЛАР), при отборе процессов с изменением расхода питательной воды учитываются события, сопровождаемые перемещением стержней СУЗ (ЛАР), а значение ПКР рассчитывают в результате решений системы уравнений вида

(k=1, ...K),

где α_ϕ - величина парового коэффициента реактивности, α_W - параллельно определяемая при решении системы уравнений величина мощностного коэффициента реактивности, ΔW_k - регистрируемое установившееся изменение тепловой мощности при возмущении расхода питательной воды в k-м выбранном процессе, Δϕ_k(Δi_вх) - изменение паросодержания только от изменения энтальпии теплоносителя на входе в активную зону, ρ_суз,k - изменение («скачок») реактивности вследствие перемещения стержней автоматического регулятора мощности, ρ_нач,k ρ_кон,k - начальное и конечное значение реактивности реактора.