УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОНТРОЛЯ ЗА ОПЕРАТИВНЫМ ЗАПАСОМ РЕАКТИВНОСТИ НА СТЕРЖНЯХ СУЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2002 года по МПК G21C17/10 G21C17/04 

Изобретение относится к устройствам для контроля за физическими параметрами ядерного реактора, в частности за оперативным запасом реактивности (ОЗР) на стержнях-поглотителях нейтронов системы управления и аварийной защиты (СУЗ) реактора.

Известно устройство /1/ для контроля за ОЗР, содержащее блоки нормирования сигналов датчиков положения стержней СУЗ и датчиков контроля энерговыделения в активной зоне, а также подключенный к этим блокам вычислительный комплекс для периодического расчета контролируемого параметра по алгоритму /2/ как функционала от суммы произведений сечений поглощения нейтронов элементами каждого из стержней на квадраты плотности потока нейтронов в местах их размещения.

Достоинством такого устройства является высокая точность определения ОЗР, недостатком - низкое быстродействие, обусловленное сложностью и объемом расчетов, и относительно невысокая надежность оборудования, препятствующая использованию его в качестве источника сигналов на запуск средств аварийной защиты реактора при снижении ОЗР ниже допустимого уровня (уставки).

Прототипом изобретения является устройство /3/, содержащее по меньшей мере три резервирующих друг друга канала контроля в составе последовательно включенных блока нормирования сигналов датчиков положения стержней СУЗ в активной зоне, блока непрерывного расчета контролируемого параметра и блока формирования сигнала на запуск средств аварийной защиты реактора при снижении этого параметра ниже уставки. При этом блок непрерывного расчета ОЗР выполнен в виде преобразователя нормированных сигналов с учетом относительно небольшого числа передаточных коэффициентов, периодически обновляемых вручную по результатам расчета "точных" значений ОЗР в вычислительном комплексе устройства /1/.

Достоинством устройства-прототипа является высокое быстродействие, обусловленное применением упрощенной схемы преобразования нормированных сигналов в сигнал-эквивалент ОЗР, и высокая надежность, обусловленная взаимным резервированием каналов контроля, что позволяет использовать его в качестве источника сигналов на запуск средств аварийной защиты реактора при снижении ОЗР ниже уставки.

К недостаткам устройства-прототипа следует отнести сложность конструкции, связанную с необходимостью обработки сотен многофазных сигналов датчиков положения стержней СУЗ, и низкую точность контроля за ОЗР, обусловленную использованием коэффициентов преобразования, учитывающих не индивидуализированные для каждого стержня СУЗ, как это предусмотрено в устройстве-прототипе, а лишь усредненные по всей активной зоне характеристики нейтронного поля.

Важно отметить еще, что, поскольку без первоначальной установки и периодического обновления передаточных коэффициентов в блоках непрерывного расчета ОЗР устройство-прототип не работоспособно, а операции эти осуществляются по информации от вычислительного комплекса и связанных с ним блоков устройства /1/, то последнее, хотя и в неявном виде, через оператора оказывается фактически в составе устройства-прототипа. Таким образом, в качестве прототипа к изобретению должно быть принято устройство, содержащее блоки нормирования сигналов датчиков положения стержней СУЗ и датчиков контроля энерговыделения в активной зоне, подключенный к ним вычислительный комплекс для периодического расчета контролируемого параметра, по меньшей мере три резервирующих друг друга блока непрерывного расчета контролируемого параметра и соответствующее число подключенных к ним блоков формирования сигналов на запуск средств аварийной защиты реактора при снижении значения этого параметра ниже уставки.

Задачей изобретения является создание устройства, совмещающего достоинства аналога и прототипа.

Технический результат, достигаемый при использовании изобретения, заключается в значительном упрощении и, следовательно, повышении надежности конструкции, а также в повышении точности контроля за ОЗР при сохранении быстродействия устройства-прототипа.

Указанный технический результат достигается тем, что каждый блок непрерывного расчета выполнен в виде модели зависимости контролируемого параметра от мощности реактора, первый его вход подключен к одному из усредняющих выходов блока нормирования сигналов датчиков контроля энерговыделения, второй - к одному из выходов вычислительного комплекса для периодического расчета точных значений ОЗР.

Упрощение и повышение надежности конструкции предложенного устройства связано с крайне малым числом сигналов, используемым для непрерывного расчета ОЗР: двух вместо многих сотен в устройстве-прототипе.

Повышение точности контроля в предложенном устройстве обусловлено использованием для непрерывного расчета ОЗР модели, гораздо более полно отражающей физическое состояние активной зоны реактора, чем модель зависимости ОЗР от положения стержней СУЗ в устройстве-прототипе. При этом первая из названных моделей может быть выполнена в варианте, не уступающем по быстродействию второй.

Изобретение поясним по представленной на рисунке блок-схеме устройства для контроля за оперативным запасом реактивности на стержнях СУЗ, где обозначено: 1 - три взаимно резервирующих друг друга блока непрерывного расчета ОЗР; 2 - три взаимно резервирующих друг друга блока формирования сигналов на запуск средств аварийной защиты реактора при снижении ОЗР ниже уставки (вход каждого из этих блоков подключен к выходу соответствующего блока 1); 3 - блок нормирования сигналов датчиков контроля энерговыделения в активной зоне реактора; 4 - блок нормирования сигналов датчиков положения стержней СУЗ; 5 - вычислительный комплекс для периодического расчета точных значений контролируемого параметра (повторимся, под "точным" значением этого параметра подразумевается значение ОЗР, получаемое по алгоритму /2/ с учетом полной информации о положении стержней СУЗ и пространственном распределении энерговыделения в активной зоне); 6,7 - линии связи блоков 3, 4 с датчиками контроля энерговыделения и положения стержней СУЗ, на рисунке не показанными; 8, 9 - линии передачи нормированных сигналов по каждому из датчиков от блоков 3, 4 к комплексу 5; 10 - линии связи усредняющих выходов блока 3 с первыми входами соответствующих блоков 1; 11 - линии связи трех резервирующих друг друга выходов комплекса 5 со вторыми входами блоков 1; 12 - линии связи блоков 2 со средствами аварийной защиты реактора, на рисунке не показанными.

Работает устройство следующим образом. Аналоговые сигналы от датчиков контроля энерговыделения и датчиков положения стержней СУЗ по линиям 6, 7 передаются в блоки 3, 4, а после нормирования там по линиям 8, 9 - в комплекс 5. Вычислительный комплекс 5 осуществляет обработку нормированных сигналов и периодически, скажем, через интервалы времени Т по линиям 11 выдает на вторые входы блоков 1 точные значения ОЗР. На первые входы блоков 1 с усредняющих выходов блока 3 непрерывно подаются сигналы-эквиваленты мощности реактора. В блоках 1 по сигналам-эквивалентам мощности реактора и периодически обновляемым точным значениям ОЗР, используемым в качестве опорных, осуществляется непрерывный расчет контролируемого параметра на интервалах времени Т между названными обновлениями. При снижении сигналов-эквивалентов ОЗР на выходах блоков 1 ниже уставки в блоках 2 формируются и по линиям 12 передаются сигналы на запуск средств аварийной защиты реактора.

Подробнее рассмотрим принцип действия блоков 1. Их основой является модель решения системы дифференциальных уравнений, описывающих зависимость ОЗР от мощности реактора. Один из вариантов такой модели, предложенный в /4/ и обладающий достаточно высокой точностью и быстродействием, можно представить в форме уравнений
R_ОП=R_О+ΔR,
ΔR = K_ϕΔϕ+K_TВΔT_TВ+K_ГРΔT_ГР+K_xΔX = F(W),
где R_ОП - текущее значение ОЗР; R_О - точное значение ОЗР на момент начала непрерывного расчета значений ΔR; ΔR - текущее приращение ОЗР к R_О как функционал от параметров ϕ, Т_ТВ, Т_ГР, Х и их приращений Δϕ, ΔT_TВ, ΔT_ГР, ΔX, а в конечном счете - от мощности W реактора (F - символ функционала); ϕ - среднее объемное паросодержание в технологических каналах с ядерным топливом (твэлами); Т_ТВ - температура твэлов; Т_ГР - температура графита (замедлителя нейтронов); Х - концентрация ядер ксенона-135 в твэлах; K_ϕ, К_ТВ, К_ГР, К_Х - значения частных производных от R_ОП по ϕ, Т_ТВ, Т_ГР, X, уточняемые для каждого реактора по результатам "обучающих" экспериментов.

По замыслу авторов работы /4/ описанная модель предназначена была (и в этом качестве теперь используется) для прогнозирования ОЗР при оценке возможности эксплуатации реактора в тех или иных переходных режимах работы. Делается это так: на одном из входов модели задают график предполагаемого (возможного) изменения мощности W реактора, на другом - исходное значение ОЗР (R_О), а на выходе получают график прогнозируемого поведения ОЗР (R_ОП) во времени. При этом экспериментально доказано, что отклонение прогнозируемых значений ОЗР от фактических в течение первых двух-трех часов после начала расчета не превышает 1%, а общее время, на котором ошибка прогнозирования остается еще практически приемлемой, составляет десятки часов.

Возможность использования описанной модели для оперативных расчетов ОЗР в предложенном устройстве, по-видимому, не требует особых доказательств. Достаточно отметить, что в этом новом качестве она должна лишь как бы автоматически перезапускаться по сигналам-признакам обновления точных значений ОЗР через интервалы Т на выходах комплекса 5 и работать в режиме реального времени. Причем приспособленность модели работать в течение достаточно длительных интервалов времени гарантирует работоспособность предложенного устройства даже при серьезных отказах вычислительного комплекса 5 (время восстановления работоспособности последнего обычно не превышает двух часов), а приспособленность к прогнозирующим расчетам может быть с успехом использована для формирования предупредительных сигналов о возможном снижении ОЗР и т.п.

Литература
1. Разработка и внедрение информационно-вычислительной и управляющей системы для 1 энергоблока Игналинской АЭС. - М., НИКИЭТ, Отчет 14.601 От, рег. Д14-318,1985.

2. Алгоритмы задач специального математического обеспечения информационно-вычислительной системы Игналинской АЭС. - М., НИКИЭТ, Пояснительная записка К.30.00.000 П31, рег. ПЗ. 120-0062, 1986.

3. Устройство защиты по запасу реактивности на стержнях СУЗ реакторов РБМК. - М. , НИКИЭТ, Пояснительная записка к проекту, рег. eЦ2.702.064 ПЗ, 1988.

4. Методика расчета изменения оперативного запаса реактивности в переходных режимах работы реактора РБМК. - М., НИКИЭТ, Отчет 13.161, 1990.

Изобретение относится к устройствам для контроля за физическими параметрами ядерного реактора, в частности для контроля за оперативным запасом реактивности (ОЗР) на стержнях СУЗ ядерного реактора. Устройство содержит блоки нормирования сигналов датчиков положения стержней СУЗ и датчиков контроля энерговыделения в активной зоне, подключенный к ним вычислительный комплекс для периодического расчета контролируемого параметра, по меньшей мере, три резервирующих друг друга блока непрерывного расчета контролируемого параметра и соответствующее число подключенных к ним блоков формирования сигналов на запуск средств аварийной защиты реактора при снижении значения этого параметра ниже уставки. Каждый блок непрерывного расчета выполнен в виде модели зависимости контролируемого параметра от мощности реактора, первый его вход подключен к одному из усредняющих выходов блока нормирования сигналов датчиков контроля энерговыделения, второй - к одному из выходов вычислительного комплекса. Технический результат - существенное упрощение конструкции и повышение точности контроля за ОЗР при высоком быстродействии устройства по функции защиты реактора от недопустимо большого снижения ОЗР. 1 ил.

Устройство для контроля за оперативным запасом реактивности на стержнях СУЗ ядерного реактора, содержащее блоки нормирования сигналов датчиков положения стержней СУЗ и датчиков контроля энерговыделения в активной зоне, подключенный к ним вычислительный комплекс для периодического расчета контролируемого параметра, по меньшей мере, три резервирующих друг друга блока непрерывного расчета контролируемого параметра и соответствующее число подключенных к ним блоков формирования сигналов на запуск средств аварийной защиты реактора при снижении значения этого параметра ниже уставки, отличающееся тем, что каждый блок непрерывного расчета выполнен в виде модели зависимости контролируемого параметра от мощности реактора, первый его вход подключен к одному из усредняющих выходов блока нормирования сигналов датчиков контроля энерговыделения, второй - к одному из выходов вычислительного комплекса.