СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРОВОГО КОЭФФИЦИЕНТА РЕАКТИВНОСТИ Российский патент 1999 года по МПК G21C17/00 G21C3/36 G21D3/00 G21D3/08 

Изобретение относится к способам регулирования параметров реакторных установок (РУ) и, в частности, к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на атомных электростанциях (АЭС) с реакторами типа РБМК (реактор большой мощности канальный).

Известен взятый в качестве прототипа способ определения ПКР, который заключается в проведении специальных опытов при стационарной работе реактора на уровне мощности в диапазоне от 40 до 90% от номинальной и последующей обработки полученных данных на ЭВМ.

Опыт заключается в серии последовательных симметричных по половинам реактора возмущений расхода питательной воды (G_пв), приводящих к изменению объемного паросодержания в каналах реактора (при относительной стабильности других параметров реактора, определяющих реактивность) с отработкой изменения реактивности перемещением стержней локального автоматического регулятора (ЛАР) или автоматического регулятора (АР) мощности.

До начала этих опытов проводят:
1. Перевод локального автоматического регулятора (ЛАР) мощности из режима работы ЛАР-12 (когда все 12 стержней ЛАР в работе) в режим ЛАР-4 (в работе 4 стержня ЛАР) или в режим работы АР-1(2) (четыре стержня, симметрично расположенных по реактору, объединены в одну группу и перемещаются как один стержень).

2. Перевод регулирующих клапанов узлов питательной воды с автоматического на ручное управление (т.е. отключаются автоматические регуляторы уровней воды в барабан-сепараторах).

3. Запускаются средства быстрой регистрации. Регистрируются следующие параметры РУ:
нейтронная мощность реактора;
положение 4-х стержней ЛАР (либо находящегося в работе АР);
суммарные расходы питательной воды по половинам реактора;
давление в барабан-сепараторах по половинам реактора;
температура воды во всасывающем коллекторе по половинам реактора.

Специальные опыты для определения ПКР по изменению расхода питательной воды состоят в следующем: синхронно воздействуя на клапаны левого и правого питательных узлов, проводят одновременное одноразовое изменение расхода питательной воды (G_пв) за время 10 с по половинам реактора на величину ± 200 т/ч. После выдержки в течении 2 мин (для стабилизации параметров реактора) визуально контролируется по показаниям приборов изменение положения стержней и разбаланса в измерительной части АР, а также реальное изменение расхода питательной воды в опыте.

Цикл возмущения G_пв ± 200 т/ч производится троекратно с промежуточной стабилизацией параметров реактора. (Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК. РНЦ "Курчатовский институт" Уч. N 33Р-08/74 от 30.10.93 г. М.,1993 г.)
Недостатками данного способа определения ПКР являются:
1. Снижение надежности и безопасности работы РУ вследствие следующих причин: при проведении опытов по изменению расхода питательной воды осуществляют перевод автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах на ручное управление; в процессе эксплуатации РУ с РБМК контроль ПКР осуществляется с периодичностью 300 эфф.сут. на уровне мощности (40-90)% из-за опасности внесения больших возмущений по питательной воде на номинальном уровне мощности РУ при отключенном автоматическом регуляторе уровня воды в барабан-сепараторе.

2. Снижение экономичности работы РУ вследствие того, что определение ПКР проводят на пониженном уровне мощности.

3. Снижение точности определения ПКР из-за ограниченности числа опытов и субъективизма при их проведении.

В основу изобретения положена задача повышения безопасности и надежности работы РУ при контроле ПКР. Поставленная задача в предлагаемом способе достигается тем, что для определения ПКР по формуле

где Δρ - изменение реактивности при возмущении G_пв;
Δϕ - изменение среднего объемного паросодержания при возмущении G_пв;
для контроля отбирают процессы с изменением расхода питательной воды, обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах (БС) пара без внесения специальных возмущений и удовлетворяющие следующим условиям:
стабилизация 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, причем величину Δρ определяют из выражения
Δρ = α_w•ΔW,
где α_w - мощностной коэффициент реактивности (МКР);
ΔW - установившееся изменение тепловой мощности при возмущении G_пв.

Взвешивание стержней СУЗ не производится. Мощностной коэффициент реактивности определяют с использованием процессов перемещения стержней СУЗ, причем Δρ определяют из выражения
Δρ = α_wΔW,
где α_w - мощностной коэффициент реактивности;
ΔW - установившееся изменение тепловой мощности при возмущении G_пв.

Взвешивание стержней СУЗ не производится. Мощностной коэффициент реактивности определяют с использованием процессов перемещения стержней СУЗ при автоматическом управлении распределением энерговыделения в реакторе в режиме автоматического регулирования (АР), когда регулирование мощности осуществляется группой синхронно перемещающихся стержней СУЗ.

Для определения ПКР проводят непрерывную регистрацию следующих параметров РУ:
нейтронная мощность реактора;
расходы G_пв по половинам реактора;
давления в БС по половинам реактора.

Сигнал перемещения стержней СУЗ не регистрируется. Факт перемещения стержней СУЗ определяется по изменению мощности.

Для получения представительной оценки ПКР число зарегистрированных изменений G_пв должно быть достаточно большим (712).

Зарегистрированная в процессе проведения измерений экспериментальная информация записывается непосредственно в память ПЭВМ.

Определение ПКР проводят на любом энергетическом уровне мощности.

Отобранные изменения теплофизических параметров РУ обрабатывают на ПЭВМ по штатной программе ТРАКТ.

ПКР рассчитывают по формуле

Здесь α_ϕ - паровой коэффициент реактивности;
Δρ - изменение реактивности при возмущении G_пв;
Δϕ - изменение среднего объемного паросодержания при возмущении G_пв.

Изменение реактивности при возмущении G_пв компенсируется за счет проявления обратной связи по мощности
Δρ = α_wΔW.
В результате практического применения изобретения повышаются безопасность и надежность, а также экономичность работы АЭС с РБМК за счет возможности непрерывного контроля ПКР на любом энергетическом уровне мощности работы РУ без проведения специальных опытов, связанных с внесением возмущения расхода питательной воды.

В настоящее время предлагаемый способ определения ПКР опробован на Курской АЭС.

Для реализации преложенного способа используется имеющееся на АЭС оборудование, дополненное специализированной информационно-измерительной системой (ИИС) для автоматизированного сбора и обработки зарегистрированной информации на базе ПЭВМ. В дальнейшем предполагается вести непрерывный контроль ПКР с использованием микропроцессорной техники.

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. Согласно способу для определения ПКР отбирают процессы с естественным изменением расхода питательной воды (G_пв), обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах пара, без внесения специальных возмущений и удовлетворяющие следующим условиям: стабилизация G_пв до и после его изменения в течение 2 мин при отсутствии перемещения стержней системы управления и защиты (СУЗ). Взвешивание стержней СУЗ не производят. Мощностной коэффициент реактивности определяют по перемещению стержней СУЗ при автоматическом управлении энергораспределением в реакторе. Для определения ПКР проводят непрерывную регистрацию нейтронной мощности, расхода G_пв, давления в барабан-сепараторах и температуры воды во всасывающем коллекторе. В результате контроль ПКР можно проводить без проведения опытов, связанных с внесением возмущений G_пв. 1 з. п. ф-лы.

1. Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности канальный), включающий контроль процессов изменения нейтронно-физических и теплогидравлических параметров РУ при изменении расходов питательной воды (G_ПВ) и расчет ПКР по формуле

где Δρ - изменение реактивности при возмущении G_ПВ;
Δϕ - изменение среднего объемного паросодержания при возмущении G_ПВ,
отличающийся тем, что для контроля отбирают процессы с естественными изменениями расходов питательной воды, обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах пара, без внесения специальных возмущений и удовлетворяющих следующим условиям: стабилизация G_ПВ до и после изменения в течение не менее 2 мин, отсутствие перемещения стержней СУЗ (системы управления и защиты) в течение 2 мин до и после изменения G_ПВ, причем значение Δρ определяют из выражения
Δρ = α_w•ΔW,
где α_w - мощностной коэффициент реактивности;
ΔW - установившееся изменение тепловой мощности при возмущении G_ПВ. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что мощностной коэффициент реактивности определяют с использованием естественных процессов перемещения стержней СУЗ при автоматическом управлении распределением энерговыделения в реакторе в режиме автоматического регулирования.