Способ определения реактивности ядерной установки при выводе ее в критическое состояние

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок (ЯУ). Предложен способ определения реактивности ρ(t), при котором измеряют поток нейтронов n(t), излучаемый ЯУ, как скорость счета детекторов нейтронов и вычисляют ρ(t) ЯУ. При этом увеличение реактивности проводят циклами по типу «шаг-пауза». Измеряют значения текущего времени паузы цикла. Задавая ряд значений эффективного коэффициента размножения kэфф в диапазоне от 0.95 до 0.99, используя точечные уравнения кинетики, по результатам измерений рассчитывают значения эффективной интенсивности источника нейтронов Qэфф. Затем рассчитывают значения функций ρ(t), а за искомое значение реактивности из ряда варьируемых принимают то, при котором значения реактивности, отнесенные ко времени каждой паузы, имеют наименьшее отклонение по абсолютной величине от постоянного значения реактивности ρ во время этой паузы. Увеличение реактивности проводят, например, изменением положения стержней регулирования ЯУ. Изобретение направлено на снижение трудоемкости определения реактивности ЯУ для обеспечения ядерной безопасности. 4 з.п. ф-лы, 7 ил.

 

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок, именуемых далее ЯУ (ядерные установки), в частности, при выводе ЯУ в критическое состояние, т.е. в процессе ее пуска. Пуск ЯУ относится к категории ядерно-опасных работ. Порядок проведения этих работ регламентирован рядом нормативных и руководящих документов, основой которых являются «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» ПБЯ РУ АС-89. Нормы и правила вывода критических сборок в критическое состояние изложены в документе НП-008-04 «Правила ядерной безопасности критических стендов». Пуск, как правило, осуществляют посредством выведения стержней регулирования ЯУ. Стержни регулирования выводят циклами по типу «шаг-пауза» для постоянного контроля состояния ЯУ. Контроль состояния ЯУ осуществляют, наблюдая результаты измерений во времени потока нейтронов - n(t), излучаемого ЯУ. Нормативные и руководящие документы предписывают, помимо визуального наблюдения этих результатов, проведение мониторинга эффективного коэффициента размножения kэфф(t) в диапазоне значений от 0.95 до 0.99 или реактивности ρ(t)=[kэфф(t)-1]/kэфф(t) в процессе выполнения ядерно-опасных работ.

Известен способ определения ρ(t), принятый в качестве прототипа (Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. «Экспериментальные методы физики реакторов». М.: Энергоатомидат, 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 ЯУ, и рассчитывают ρ(t) из точечных уравнений кинетики. Основной недостаток способа-прототипа заключается в необходимости проведения предварительных экспериментов по измерению Qэфф, что является самостоятельной сложной и трудоемкой задачей.

Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является снижение трудоемкости определения реактивности в диапазоне значений эффективного коэффициента размножения 0.95<kэфф<0.99 для обеспечения ядерной безопасности при выводе ЯУ в критическое состояние.

Для этого предложен способ определения реактивности ρ(t) ядерной установки (ЯУ) при выводе ЯУ в критическое состояние, заключающийся в измерении потока нейтронов n(t), излучаемого ЯУ, как скорости счета детекторов нейтронов v(t) и вычислении ρ(t) реактивности ЯУ, при этом увеличение реактивности проводят циклами по типу «шаг-пауза», измеряют значения Ti - текущее время начала паузы i-го цикла и, задавая ряд значений эффективного коэффициента размножения kэфф в диапазоне от 0.95 до 0.99, рассчитывают значения эффективной интенсивности источника нейтронов Qэфф из точечных уравнений кинетики по результатам измерений v(t), после чего рассчитывают значения функций ρ(t), а за искомое значение реактивности из ряда варьируемых принимают то, при котором значения реактивности, отнесенные ко времени i-й паузы, имеют наименьшее отклонение по абсолютной величине от постоянного значения реактивности ρ во время этой паузы.

При этом измеряют Тi - текущее время начала паузы i-го цикла и v(t)скорости счета детекторов нейтронов с интервалом дискретности Δt не более 1 секунды.

Кроме того, увеличивают реактивность при увеличении эффективного коэффициента размножения kэфф за один шаг цикла не менее чем на 0.001 за время не более 10 секунд с выдержкой паузы не менее 50 секунд после очередного увеличения реактивности.

При этом значение v(t) в исходном стационарном состоянии ядерной установки не менее 1000 отсчетов в секунду.

Увеличение реактивности проводят, например, изменением положения стержней регулирования ЯУ.

Способ основан на том, что функция ρ(t) (или kэфф(1)) принимает постоянное значение одновременно с наступлением паузы и вплоть до следующего шага перемещения стержня регулирования. Задание начальных значений kэфф от 0.95 до 0.99 позволяет по результатам измерений v(t) в исходном стационарном состоянии ЯУ из точечных уравнений кинетики рассчитать соответствующие значения Qэфф. Заданные начальные значения kэфф и результаты определения значений Qэфф позволяют по экспериментальным данным за один или несколько циклов вывода стержней регулирования рассчитать значения функций ρ(t) из точечных уравнений кинетики. За искомое значение ρ выбирают то, при котором эти рассчитанные значения ρ(t), отнесенные ко времени пауз, менее всего отличаются по абсолютной величине от постоянного значения ρ на каждом исследуемом цикле вывода стержней регулирования. Конкретные значения величин, рекомендуемые для осуществления способа, выбирались исходя из обеспечения требуемой точности измерения.

На фиг.1. приведены результаты расчета функции n(t), нормированные на исходное значение n(0).

На фиг.2 приведены результаты расчетов приращений реактивности относительно нулевого момента времени для ряда (неизвестных до этого) значений функции kэфф(0) из диапазона значений 0.99≥kэфф(0)≥0.95.

На фиг.3 приведены приращения реактивности во время паузы на третьем цикле перемещений стержня регулирования.

На фиг.4 в зависимости от значений функции kэфф(0) приведены суммарные значения приращений реактивности во время пауз трех циклов перемещений стержня регулирования.

На фиг.5 приведены результаты расчетов приращений реактивности относительно момента времени t=1200 секунд для ряда значений kэфф(1200) из диапазона значений 0.99≥kэфф≥0.95.

На фиг.6 приведены приращения реактивности во время паузы на третьем цикле перемещении стержня регулирования.

На фиг.7 в зависимости от значений функции kэфф(1200) приведены суммарные значения приращений реактивности во время пауз трех циклов перемещений стержня регулирования.

Способ осуществляется следующим образом.

В подтверждение возможности определения реактивности в заявленном диапазоне значений 0.99≥kэфф≥0.95 предложенным способом проведено численное моделирование процесса пуска ЯУ из исходного стационарного состояния с неизвестным до опыта значением kэфф.

Моделируется вывод стержня регулирования ЯУ в течение 40 минут, одинаковыми циклами по типу «шаг-пауза», продолжительность каждого цикла 60 секунд, время перемещения стержня регулирования - «шаг» 5 секунд в каждом цикле, «пауза» 55 секунд. Увеличение значений kэфф от 0.95 до 0.99 моделируются шагами, во время шага изменения kэфф линейны во времени, суммарное увеличение kэфф за шаг принято равным 0.001.

Скорость счета детектора в исходном стационарном состоянии ЯУ 1000 отсчетов в секунду, интервал дискретности Δt=1 секунда.

По заданным значениям функции kэфф(0) рассчитаны значения функции n(t) из точечных уравнений кинетики (Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. «Экспериментальные методы физики реакторов». М.: Энергоатомидат, 1984., стр.93). Результаты расчета, нормированные на исходное значение n(0), приведены на фиг.1. Ставиться задача предложенным способом определить ρ(t) и kэфф(t) по известным значениям n(t) и известному закону перемещения стержней регулирования во времени. Возможность проведения экспериментальных оценок предложенным способом демонстрируется на примере обработки данных, относящихся к трем циклам перемещения стержня регулирования.

В первом примере использованы значения функции n(t), моделирующие результаты измерений v(t) на отрезке времени 180 сек≥t≥0 сек, а также использованы известные значения T1=5 сек, Т2=65 сек, Т3=125 сек. Требуется по этим данным определить значение kэфф(t) при t=0. Решение этой задачи начинается с задания ряда значений kэфф: 0.95, 0.96, 0.97, 0.98, 0.99. Рассчитываются соответствующие значения Qэфф по известному значению v(0). Из точечных уравнений кинетики по результатам «измерений» v(t), зная значения kэфф и Qэфф, определяются значения функции ρ(t), а за искомую реактивность из ряда варьируемых функций ρ(t) принимают ту, значения которой в интервалах времени (5,60), (65,120) (125,180) имеют наименьшее отклонение по абсолютной величине от постоянного значения реактивности во время этих пауз.

На фиг.2 в качестве пояснения реализации предложенного способа оценки реактивности приведены результаты расчетов приращений реактивности относительно нулевого момента времени для ряда (неизвестных до этого) значений функции kэфф(0) из диапазона значений 0.99≥kэфф(0)≥0.95. Из фиг.2 следует, что при задании kэфф(0)=0.95 приращения реактивности относительно начального значения во время трех пауз в перемещении стержня регулирования имеют постоянные значения. При заданиях kэфф(0), отличных от 0.95, приращения реактивности во время этих пауз переменны и эти два обстоятельства являются ключом к решению поставленной задачи. На фиг.3, для примера, приведены приращения реактивности во время паузы на третьем цикле перемещений стержня регулирования. На фиг.4 в зависимости от значений функции kэфф(0) приведены суммарные значения приращений реактивности во время пауз трех циклов перемещений стержня регулирования. Эта линия используется для определения искомого значения kэфф(0) по результатам расчета приращений реактивности во время пауз трех циклов перемещений стержня регулирования. В данном демонстрационном варианте моделирования приращение, равное 0, соответствует исходному значению kэфф(0)=0.95. Во втором примере использованы значения функции n(t), моделирующие результаты измерений v(t) на отрезке времени 1380 сек≥t≥1200 сек, а также использованы известные значения Т20=1205 сек, T21=1265 сек, Т22=1325 сек. Требуется по этим данным определить значение kэфф при t=1200. Решение этой задачи аналогично начинается с задания ряда значений kэфф 0.95, 0.96, 0.97, 0.98, 0.99. Также рассчитываются соответствующие значения Oэфф по известному значению v(1200). Из точечных уравнений кинетики по результатам «измерений v(t)», зная значения kэфф и Qэфф, определяются значения функции ρ(t), а за искомую реактивность из ряда варьируемых функций ρ(t) принимают ту, значения которой в интервалах времени (1205, 1260), (1265, 1320), (1325, 1380) имеют наименьшее отклонение по абсолютной величине от постоянного значения реактивности во время этих пауз. На фиг.5 приведены результаты расчетов приращений реактивности относительно момента времени t=1200 секунд для ряда значений kэфф(1200) из диапазона значений 0.99≥kэфф≥0.95. Из фиг.5 следует, что при задании kэфф(1200)=0.97 приращения реактивности относительно начального значения во время трех пауз в перемещении стержня регулирования имеют постоянные значения. При заданиях kэфф(1200), отличных от 0.97, приращения реактивности во время этих пауз переменны. На фиг.6 приведены приращения реактивности во время паузы на третьем цикле перемещений стержня регулирования. На фиг.7 в зависимости от значений функции kэфф(1200) приведены суммарные значения приращений реактивности во время пауз трех циклов перемещений стержня регулирования. По данным, приведенным на фиг.7, приращение, равное 0, соответствует исходному значению kэфф(1200)=0.97, что и требовалось определить предлагаемым способом.

Таким образом, данный способ позволяет, не проводя трудоемких измерений Qэфф, в ходе самого пуска ЯУ, постоянно знать значение реактивности, что повышает ядерную безопасность работы ЯУ.

1. Способ определения реактивности ρ(t) ядерной установки (ЯУ) при выводе ее в критическое состояние, заключающийся в измерении потока нейтронов n(t), излучаемого ЯУ, как скорости счета детектора нейтронов v(t) при увеличении мощности ЯУ и вычислении ρ(t) реактивности ЯУ, отличающийся тем, что увеличение реактивности проводят циклами по типу «шаг-пауза», измеряют значение Ti - текущее время начала паузы i-го цикла и, задавая ряд значений эффективного коэффициента размножения kэфф в диапазоне от 0.95 до 0.99, рассчитывают значения эффективной интенсивности источника нейтронов Qэфф из точечных уравнений кинетики по результатам измерений v(t), после чего рассчитывают из этих уравнений реактивность ρ(t), а за искомое значение ρ(t) из ряда варьируемых принимают то, при котором значения ρ(t), отнесенные ко времени i-й паузы, имеют наименьшее отклонение по абсолютной величине от постоянного значения реактивности во время паузы.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что измеряют значения Ti - текущее время начала паузы i-го цикла и v(t) - скорости счета детектора нейтронов с интервалом дискретности Δt не более 1 с.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что увеличивают реактивность при увеличении эффективного коэффициента размножения kэфф за один шаг цикла не менее чем на 0.001 за время не более 10 с, с выдержкой паузы не менее 50 с после очередного увеличения реактивности.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что скорость счета детектора в исходном стационарном состоянии ядерной установки не менее 1000 отсчетов в секунду.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что увеличение реактивности проводят, например, изменением положения стержней регулирования ЯУ.



 

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 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