Способ определения эффективного коэффициента размножения при пуске водо-водяного реактора без выхода в критическое состояние

Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов. Изобретение позволяет определить эффективный коэффициент размножения kэфф в диапазоне от 0.95 до 0.99 без проведения предварительных экспериментов по измерению эффективной интенсивности источника нейтронов Qэфф. Для этого измеряют поток нейтронов n(t), излучаемый ВВЭР, как скорости счета детектора нейтронов v(t) в исходном стационарном состоянии и при увеличении мощности ВВЭР путем уменьшения концентрации борной кислоты C(t) измеряют уменьшение C(t) во времени с интервалом дискретности Δt=1 секунда, измеряют число отсчетов детектора нейтронов Sт за время Т, вычисляют эффективный коэффициент размножения по формуле: kэфф(t)=k0j+Δk(C(t)), где k0j - эффективный коэффициент размножения в исходном стационарном состоянии, Δk(C(t)) - зависимость приращения эффективного коэффициента размножения от концентрации борной кислоты. Зная v(0) и kэфф(t), из уравнений точечной кинетики путем несложных расчетов получают искомое значение эффективного коэффициента размножения в нулевой момент времени. Изобретение направлено на снижение трудоемкости работ при эксплуатации реакторов. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к обеспечению ядерной безопасности при пуске водо-водяных ядерных реакторов, именуемых далее ВВЭР.

Пуски ВВЭР на заключительном этапе проводят посредством уменьшения концентрации борной кислоты в замедлителе. Контроль состояния реактора при пуске проводят различными способами, например по измерению интенсивности свечения Вавилова-Черенкова (патент РФ №2046409, оп. 20.10.95).

Плавный переходной процесса изменения мощности ВВЭР вследствие изменений концентрации борной кислоты может длиться в течение нескольких часов. Проблема определения kэфф - эффективного коэффициента размножения ВВЭР при пуске - является актуальной. Эксплуатация реакторов регламентируется рядом нормативных и руководящих документов, основой которых являются нормы и правила НП-082-07. Документ НП-082-07 предписывает контроль величины kэфф - эффективного коэффициента размножения и реактивности - ρ=(kэфф-1)/kэфф реакторов атомных станций при проведении на них ядерно-опасных работ, к числу которых относятся пуски реакторов атомных станций.

Известен универсальный способ определения ρ(t), принятый в качестве прототипа (Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. «Экспериментальные методы физики реакторов». М.: Энергоатомиздат, 1984., стр.93).

Для этого предварительно любым известным способом определяют эффективную интенсивность источника нейтронов - Qэфф (см., например, патенты РФ №№2231145, 2302676 и др.), измеряют детектором нейтронов величину потока нейтронов - n(t), излучаемого реактором, и рассчитывают ρ(t) из точечных уравнений кинетики. Значения функции n(t) во времени измеряют как скорость счета детектора нейтронов - v(t). Зная ρ(t), можно определить kэфф. Основной недостаток способа-прототипа заключается в необходимости проведения предварительных экспериментов по измерению Qэфф, что является самостоятельной, сложной и трудоемкой задачей.

Техническим результатом, на который направлено изобретение, является определение kэфф и соответственно ρ способом, не требующим проведения предварительных экспериментов по измерению Qэфф и без выхода реактора в критическое состояние. В итоге снижается трудоемкость работ при пусках ВВЭР и повышается ядерная безопасность за счет оценки kэфф в диапазоне от 0.95 до 0.99, достаточном для выполнения требований, действующих в настоящее время российских нормативных и руководящих документов по ядерной безопасности.

Для этого предложен способ определения эффективного коэффициента размножения - kэфф при пуске водо-водяного реактора ВВЭР без выхода в критическое состояние, заключающийся в измерении потока нейтронов n(t), излучаемого ВВЭР, как скорости счета детектора нейтронов v(t) при увеличении мощности ВВЭР и вычислении kэфф, при этом измеряют скорость счета детектора нейтронов в исходном стационарном состоянии ВВЭР в нулевой момент времени v(0), увеличивают мощность ВВЭР путем уменьшения концентрации борной кислоты C(t), измеряют уменьшение концентрации борной кислоты C(t) во времени с интервалом дискретности Δt=l секунда, измеряют число отсчетов детектора нейтронов ST за время Т, вычисляют ряд значений эффективного коэффициента размножения по формуле

kэфф(t)=k0j+Δk(C(t)),

где k0j - эффективный коэффициент размножения в исходном стационарном состоянии, определяемый как k0j=0.99-0.0004·(j-1), где j=1, 2, 3 …101,

Δk(C(t)) - зависимость приращения эффективного коэффициента размножения от концентрации борной кислоты, штатная характеристика реактора, и, зная v(0) и kэфф(1), из уравнений точечной кинетики реакторов вычисляют поток нейтронов n(t) в каждый момент времени t в промежутке (0,Т) с интервалом дискретности Δt=1 секунда, вычисляют числа (N)j=(n1+n2+…ni……nт)j, где слагаемое ni равно значению функции n(t) при t=i секунд в j-том варианте расчетов, определяют значение индекса j=1, 2, 3, …101, при котором число (N)j имеет наименьшее отличие по абсолютной величине от числа Sт, а за искомое значение эффективного коэффициента размножения в нулевой момент времени принимают параметр k0j при вышеуказанном значении индекса j.

При этом выбирают время Т равным 6000 секунд.

Концентрацию борной кислоты уменьшают так, чтобы приращение эффективного коэффициента размножения составляло не менее чем 0.005 в течение времени Т.

Выбирают скорость счета детектора нейтронов v(0) в исходном стационарном состоянии не менее 10 отсчетов в секунду.

Предложенный способ оценки kэфф основан на том, что изменение во времени значений функции n(t) вследствие изменения концентрации борной кислоты зависит, при прочих равных условиях, только от одного параметра k0 - значения функции kэфф(1) в исходном стационарном состоянии ВВЭР в момент времени t=0. Кроме того, необходимо знать значения Δk(C(t)) - увеличение kэфф в зависимости от уменьшения концентрации борной кислоты, где C(t) текущее значение концентрации борной кислоты - эта зависимость является штатной характеристикой реактора. Конкретно заданные числовые значения величин в перечисленных условиях рекомендованы для осуществления способа исходя из обеспечения требуемой достоверности оценок kэфф.

На чертежах представлены результаты моделирующих расчетов.

На фиг.1 показана зависимость скорости счета детектора вследствие изменения концентрации борной кислоты для ряда значений k0j.

На фиг.2 представлены значения массива чисел (N)j в зависимости от k0j при T=6000 секунд и при v(0)=10 отсчетов в секунду.

На фиг.3 представлены значения массива чисел (N)j в зависимости от k0 при v(0)=100 отсчетов в секунду, за время эксперимента 600 секунд.

Предложенный способ определения kэфф рассмотрим при 6000 с ≥ t ≥ 0 с. Способ реализуют при пуске ВВЭР следующим образом:

1) измеряют скорость счета v(0) детектора нейтронов в исходном стационарном состоянии ВВЭР в момент времени t=0. Выполнение условия относительно v(0)=10 отсчетов в секунду достигается посредством выбора соответствующего типа детектора импульсного канала измерения потока нейтронов и места размещения детектора относительно центра ВВЭР, за его корпусом.

2) уменьшают концентрацию борной кислоты со скоростью, обеспечивающей значение функции Δk(C(t)) не менее 0.005 при Т=6000 с;

3) измеряют уменьшение концентрации борной кислоты - C(t) во времени с интервалом дискретности Δt=1 секунда;

4) измеряют Sт - число отсчетов этого детектора за 6000 секунд.

Полученные экспериментальные данные, с учетом того, что известны значения функции kэфф(С), достаточны для определения kэфф в результате обработки по следующему алгоритму. Задается ряд значений параметра k0 по формуле:

Эффективный коэффициент размножения kэфф(1) как функция времени представляется в следующем виде:

где Δk(C(t)) - приращение kэфф, рассчитанное по результатам измерений C(t).

Известные значения v(0) и функции kэфф(t) используют для определения n(t) на временном отрезке [0, 6000] секунд в результате численного решения уравнений точечной кинетики (Дж.Р.Кипин Физические основы кинетики ядерных реакторов, стр.299-300, перевод с английского, Атомиздат, 1967 г.). Значения функции kэфф(1) варьируются в соответствии с формулой (2). В результате вариантных расчетов вычисляют 101 значений чисел (N)j=(n1+n2+…ni……nT)j, где слагаемое ni равно значению функции n(t) при t=i секунд от начала измерений в j-том варианте расчетов. Компьютерная программа из 101 чисел расчета (N)j выберет то число, которое имеет наименьшее отличие по абсолютной величине от экспериментального значения параметра Sт, определит значение индекса j и искомое значение k0, рассчитанное по формуле (1). Если компьютерная программа по результатам измерений Sт не найдет значения k0 в диапазоне (0.99-0.95), то будет выдано сообщение kэфф>0.99 или kэфф<0.95.

В подтверждение возможности проведения предложенным способом оценок kэфф в заявленном диапазоне значений и заданной скорости уменьшения концентрации борной кислоты проведено численное моделирование эксперимента при v(0)=10 отсчетов в секунду. Функция kэфф(1) на временном отрезке [0, 6000] секунд задавалась в следующем виде:

Моделирование заключалось в формировании исходного массива чисел. Формировался массив чисел: Vi, где i=1, 2, 3, …6000 в результате численного решения уравнений точечной кинетики реакторов при значениях kэфф(t), заданных в виде (3), интервал дискретности при численном решении уравнений точечной кинетики: Δt=1 секунда. Массив чисел Vi имитирует экспериментальные данные, рассчитывают: (Sт=V1+Vi+Vi+…+Vт) - число, имитирующее отсчеты детектора за 6000 секунд.

При реализации алгоритма обработки данных функция kэфф(t) на временном отрезке [0, 6000] секунд в вариантных расчетах задавалась в следующем виде:

Значение аргумента t в формулах (3) и (4) задается в секундах с интервалом дискретности Δt=1 секунда. Значения функции kэфф(t), заданные в виде (4), использованы в численных расчетах n(t) из уравнений точечной кинетики при задании k0j по формуле (1). В результате вариантных расчетов вычислены 101 значений чисел (N)j=(n1+n2+..ni…nт)j. Компьютерная программа из 101 чисел расчета (N)j выбрала то, которое имеет наименьшее отличие по абсолютной величине от значения параметра Sт, определила значения индекса j=51 и искомое значение k0=0.97, рассчитанное по формуле 1.

На фиг.1 показана зависимость скорости счета детекторов вследствие изменения концентрации борной кислоты для ряда значений k0j. В виде точек представлен массив чисел Vi. При реализации алгоритма обработки данных образуются 101 массив чисел ni, являвшихся результатами численного решения уравнений точечной кинетики. Для наглядности показаны в виде линий результаты вычислений только при значениях k0j, равных 0.95, 0.96, 0.97, 0.98, 0.99.

На фиг.2 представлены значения массива чисел (N)j в зависимости от k0j при моделировании. Видно, что при v(0)=10 отсчетов в секунду можно за 6000 секунд достоверно оценить kэфф в заявленном диапазоне значений.

В качества альтернативы проведено моделирование эксперимента продолжительностью 600 секунд, но при v(0)=100 отсчетов в секунду. Прочие условия проведения эксперимента остались без изменения.

На фиг.3 представлены значения массива чисел (N)j в зависимости от k0j в этом варианте моделирования. Видно, что за время эксперимента 600 секунд тоже можно оценить kэфф в заявленном диапазоне значений, если v(0)≥100 отсчетов в секунду.

Таким образом, данный способ позволяет, не проводя трудоемких предварительных измерений Qэфф, определять при пуске без выхода в критическое состояние kэфф, что повышает ядерную безопасность работы ВВЭР.

1. Способ определения эффективного коэффициента размножения kэфф при пуске водо-водяного реактора ВВЭР без выхода в критическое состояние, заключающийся в измерении потока нейтронов n(t), излучаемого ВВЭР, как скорости счета детектора нейтронов v(t) при увеличении мощности ВВЭР, и вычислении эффективного коэффициента размножения kэфф, отличающийся тем, что, измеряют скорость счета детектора нейтронов в исходном стационарном состоянии ВВЭР в нулевой момент времени v(0), увеличивают мощность ВВЭР путем уменьшения концентрации борной кислоты C(t), измеряют уменьшение концентрации борной кислоты - C(t) во времени с интервалом дискретности Δt=1 с, измеряют число отсчетов детектора нейтронов ST за время Т, вычисляют эффективный коэффициент размножения по формуле
kэфф(t)=k0j+Δk(C(t)),
где k0j - эффективный коэффициент размножения в исходном стационарном состоянии, определяемый как k0j=0,99-0,0004·(j-1), где j=1, 2, 3 … 101, Δk(C(t)) - зависимость приращения эффективного коэффициента размножения от концентрации борной кислоты, штатная характеристика реактора, зная v(0) и Kэфф(t), из уравнений точечной кинетики реакторов вычисляют поток нейтронов n(t) в каждый момент времени t в промежутке (0,Т) с интервалом дискретности Δt=1 с, вычисляют числа (N)j=(n1+n2+…ni……nT)j, где слагаемое ni равно значению функции n(t) при t=i с в j-том варианте расчетов, определяют значение индекса j=1, 2, 3, … 101, при котором число (N)j имеет наименьшее отличие по абсолютной величине от числа Sт, а за искомое значение эффективного коэффициента размножения в нулевой момент времени принимают параметр k0j при вышеуказанном значении индекса j.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что Т выбирают равным 6000 с.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что уменьшают концентрацию борной кислоты так, чтобы приращение эффективного коэффициента размножения составляло не менее чем на 0,005 в течение времени Т.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что скорость счета детектора нейтронов в исходном стационарном состоянии v(0) не менее 10 отсчетов в секунду.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации ядерных установок (ЯУ) - ядерных реакторов и критических сборок ЯУ.

Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке эффективного коэффициента размножения и реактивности ядерного реактора.

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности.

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 аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для проверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов (реактиметров).

Изобретение относится к контролю характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, может быть использовано для настройки реактиметров, применяемых на АЭС с реакторами РБМК, на текущее состояние реактора по составу делящихся элементов топлива.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения эффективности стержней регулирования реакторных установок (РУ) атомных станций, критсборок, исследовательских реакторов в случаях, когда по условиям эксплуатации РУ необходимо обеспечить метрологическую аттестацию этих измерений.

Изобретение относится к контролю характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок (РУ) атомных электростанций (АЭС) и, в частности, может быть использовано для настройки реактиметров, применяемых на АЭС с реакторами РБМК, на текущее состояние реактора по составу делящихся, а также элементов топлива.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к обеспечению ядерной безопасности ядерных реакторов и критических сборок, именуемых далее ЯУ (ядерные установки), и может быть использовано в дальнейшем при оценке таких основных параметров подкритического реактора как эффективный коэффициент размножения, реактивность.

Изобретение относится к области физики и техники реакторов, более конкретно к методам контроля и обеспечения безопасности подкритических сборок. .

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок (ЯУ)

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для экспериментально-расчетного определения эффективного коэффициента размножения (kэфф) активных зон ядерных установок (ЯУ)

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ). Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является увеличение максимальных значений F. В способе измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах F=V·γ, где V - значение мощности реактора в относительных единицах, γ - коэффициент пропорциональности, нейтронную мощность ядерного реактора в относительных единицах измеряют как среднюю скорость счета детектора нейтронов в стационарном критическом состоянии средствами измерения При этом коэффициент пропорциональности рассчитывают, используя значение автокорреляционной функции. В качестве средства измерения числа нейтронов используют ионизационную камеру для определения флуктуации числа нейтронов. Измеряют отдельно среднее значение тока ионизационной камеры и флуктуирующую составляющую тока ионизационной камеры непрерывно во времени с интервалом дискретности, рассчитывают автокорреляционную функцию флуктуирующего тока ионизационной камеры, после чего рассчитывают коэффициент пропорциональности. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов разного класса и назначения и может найти применение для определения их физических характеристик как на критических сборках и исследовательских стендах, так и на энергоблоках атомных станций. Перемещением рабочего органа системы регулирования и защиты ядерного реактора реактор переводят из состояния, близкого к критическому, в подкритическое состояние. Эту операцию производят дважды, причем одно перемещение выполняют со скоростью движения стержней V1, а другое - со скоростью V2(V1≠V2). По сигналам детектора, используемого для контроля потока нейтронов в реакторе, зарегистрированным на интервале движения рабочего органа в каждом из перемещений, и значениям реактивности, полученным решением обращенного уравнения кинетики, вычисляют коэффициент неравномерности распределения потока нейтронов в области активной зоны, формирующей сигнал детектора; вычисляют поправку к реактивности, устраняющую методическую погрешность определения эффективности рабочего органа, обусловленную пространственным эффектом реактивности. Технический результат - повышение точности определения эффективности рабочего органа. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано для настройки реактиметров и оперативной проверки их работоспособности. Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора включает формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности. С помощью ионизационной камеры деления (ИКД), источника нейтронов и усилительно-преобразовательной аппаратуры регистрируют зависимость скорости счета импульсов тока ИКД, пропорциональной плотности нейтронного потока от ее расстояния до источника нейтронов. Задают величину реактивности и формируют в устройстве памяти зависимость мощностного параметра реактора от времени, соответствующую заданной реактивности. Перемещают ионизационную камеру деления относительно источника нейтронов, задавая величину расстояния от ИКД до источника нейтронов в зависимости от времени, при этом сигнал с ИКД используют для формирования сигнала, соответствующего заданной реактивности. Технический результат - увеличение точности настройки реактиметра и, как следствие, повышение достоверности измерений реактивности ядерного реактора. 2 ил.

Изобретение относится к технологиям хранения ядерного топлива на объектах ядерной энергетики и может быть использовано для экспериментального определения параметров ядерной безопасности - реактивности и эффективного коэффициента размножения - бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС). Способ контроля параметров ядерной безопасности БВ ХОЯТ АЭС заключается в том, что поток нейтронов измеряют в стационарном невозмущенном состоянии как шумовой временной ряд отсчетов детектора, временной ряд моделируют авторегрессионным уравнением первого порядка, коэффициенты которого связаны с реактивностью согласно уравнению кинетики и оцениваются по отсчетам детектора. Технический результат заключается в повышении ядерной безопасности БВ ХОЯТ АЭС и в улучшении адекватности определения параметров безопасности за счет уменьшения числа априорных расчетных величин и обеспечения постоянного непрерывного контроля параметров безопасности БВ ХОЯТ АЭС. 9 з.п. ф-лы.
Наверх