Способ определения аномальных состояний в системе с ядерным реактором Советский патент 1991 года по МПК G21C17/00 

Изобретение относится к технической физике, а точнее к технике регистрации нейтронов и может быть использовано в автоматизированныхсистемахдиагностирования ядерных реакторов и критических сборок.

Цель изобретения - увеличение чувствительности и точности выявления дефекта в элементах и выборках элементов.

Способ осуществляется следующим образом.

Ядерный реактор выводят на заданный уровень средней мощности и фиксируют мощность ядерного реактора.

С интервалом времени, меньшим половины минимального периода собственных или вынужденных механических колебаний элементов системы, измеряют по покэзаниям детектора нейтронов (например, типа камера деления), обладающего достаточным временным разрешением и сравнительно низким значением собственного шума, последовательность значений мощности или реактивности в течение интервала времени, превышающего максимальный период колебаний мощности на коррелирующих частотах {fi}, которые определяются по положениям абсолютного и локальных максимумов в спектральной плотности колебаний измеряемого параметра ядерного реактора. При этом детектор предпочтительнее располагать в центральном канале активной зоны.

Определяют среднее значение мощности ядерного реактора.

Вычисляют количество коррелирующих частот и среднеквадратические отклонения амплитуд колебаний измеряемого параметра ядерного реактора на этих частотах.

По изменению количества коррелирующих частот или значений среднеквадратиче- ских отклонений амплитуд колебаний на этих частотах судят о работе системы с ядерным реактором.

При наблюдении аномалий на том же отрезке времени дополнительно измеряют механические перемещения различных элементов системы,

По положениям абсолютного и локальных максимумов функции когерентности, которую вычисляют по спектральным плотностям колебаний измеряемого параметра ядерного реактора и механических колебаний элементов системы, определяют значения частот {fj} и их количество для каждого элемента и выборок из двух и более элементов с коррелирующими перемещеними.

По изменению количества или совпадению значений этих частот со значениями коррелирующих частот, на которых изменились значения среднеквадратических отклонений амплитуды в спектре колебаний измеряемого параметра ядерного реактора, определяют наличие дефекта в элементе или выборке элементов системы с ядерным реактором.

На фиг. 1 изображены зависимости среднеквадрагических отклонений случайных полных () (J и причинно связанных с колебаниями подвижных Отражателей парциальных () г%( колебаний реактивности от фемени работы ядерного реактора ИБР-2 три частоте следования импульсов мощно- рти 5 Гц в одном из циклов его работы, где - оценка величины 7g( , вычисленная по результатам измерения поперечных колебаний подвижных отражателей, (о. ); и

величина среднеквадратического отклоне ния поперечных колебаний подвижных от ражателей, ( а); Q- причинно связанный с дефектом в подвижных отражателях парциальный компонент среднеквадратического отклонения случайных колебаний реактивности (A(7g), цифрами обозначен уровень средней мощности в мегаваттах; на фиг. 2 - типичные формы спектральных плотностей

колебаний энергии импульсов мощности SQ и поперечных отклонений основного Si и дополнительного S2 подвижных отражателей на уровне средней мощности 1 МВт до выхода на уровень средней мощности 2

МВт; на фиг. 3 - спектральные плотности колебаний энергии импульсов мощности SQ и поперечных отклонений основного Si и дополнительного Sa подвижных отражателей на уровне средней мощности ядерного

реактора 2 МВт; на фиг. 4 - спектральные плотности колебаний энергии импульсов мощности SQ и поперечных отклонений основного Si и дополнительного S2 поДвиж- ных отражателей на средней мощности 2

МВт после устранения дефекта в подвижном отражателе.

Пример конкретного выполнения способа определения аномальных состояний в ядерном реакторе.

Шумы мощности ядерного реактора содержат информацию практически о всех случайных процессах, связанных с работой основных технологических систем. При нормальной работе ядерного реактора и фикси;

рованном уровне средней мощности Q каждый из процессов в среднем вносит вполне определенный вклад в эффект реактивности и нейтронный шум. Например, в импульсном ядерном реакторе на быстрых

нейтронах периодического действия (ИБР- 2) при частоте следования импульсов мощности 5 Гц основным источником неконтролируемых флуктуации мощности являются вибрации основного и дополнительного подвижных отражателей (52-58% на частотах 0,8 и 1,63 Гц). Низкочастотный компонент нейтронного шума (0 f 0,8 Гц) составляет 17-21% и практически полностью обусловлен протеканием натрия через

активную зону. Наличие корреляции между колебаниями элементов механической системы и флуктуациями мощности о позволяет использовать последние для обнаружения и идентификации нарушений

в работе механической системы и выявить неисправные элементы путем анализа спектра нейтронных шумов в активной зоне ядерного реактора.

При малых отклонениях мощности Q от значения Q выделяют следующие эффекты реактивности:

полные CL и

парциальные %; (OQ/Q ) , где OQ - среднеквадратическое (стандартное) отклонение колебаний мощности;

- доля запаздывающих нейтронов (при частоте следования импульсов мощности 5 Гц величина /би и ИБР-2 равна 1,6

ИО 4);

г$ /5о(т)е1т/о& - доля дисперсии мощности, коррелирующая с l-м источником шумов;

SQ - спектральная плотность нейтронных шумов;

A fi - частотный интервал корреляции СМ.

Интервалы Aft. хаарктеризующие механические колебания и эффекты, происходящие в натриевом теплоносителе, практически не перекрываются. Например, частотный интервал шумов, характеризующий протекание натриевого теплоносителя в активной зоне ИБР-2, равен (0-0,79) Гц, а частоты поперечных колебаний подвижных отражателей равны (0,8+ Afx/2) и (1,63+ +А fx/2) Гц, где Afx 0,03 Гц.

При случайных отклонениях координат элементов механической системы дисперсию о амплитуды колебаний внешней реактивности удобно представить по формуле бинома Ньютона

of 2 2КХ (щп,) П()0х, щ/П щ ,

С| UX|

где щ, П2ni - произвольные целые числа

или нули, сумма которых равна 2;

v 0xi - изменение реактивности и

$

среднеквадратическое отклонение при поперечном сдвиге 1-го элемента механической системы соответственно; Kx(niщ) -

коэффициенты корреляции между механическими колебаниями двух элементов системы, для которых значения щ приняты равными единице. При {m,...,ni} 2 величина Kx(niщ) 1, а при{щщ} 1 значения коэффициентов Kx(ni,...,rn) вычисляются на основе данных о взаимной спектральной плотности механических колебаний и разовом сдвиге элементов системы, для которых значения ni приняты равными единице. Значения среднеквадратических отклонений полных Ј и парциальных Ј колебаний реактивности активной зоны, зарегистрированные в одном из выводов ядерного реактора ИБР-2 со средней мощности 1 МВт на среднюю мощность 2 МВт,

0

5

0

5

0

5

0

5

0

5

а также расчетная оценка аЈ)р,вычисленная по результатам измерений среднекпэдрати- ческого отклонения амплитуды поперечных колебаний подвижных отражателей гЈ. показаны на фиг. 1. Значения вычисляют по соотношению q,|p Н«(Ј где Н - модуль передаточной функции, зависящий от частоты следования вспышек и уровня средней мощности ядерного реактора. Значения Н берутся из расчетной модели ядерного реактора.

Калибровку показаний датчиков поперечных отклонений подвижных отражателей в единицах реактивности осуществляют при уровнях средней мощности ИБР-2, меньших и приблизительно равных 100 кВт. При таких уровнях средней мощности выполняется соотношение а А с, где А 0,77 - коэффициент.

Перед очередным подъемом мощности ядерный реактор работает при средней мощности 1 МВт и частоте повторения импульсов 5 Гц со стабильными в среднем параметрами флуктуации мощности и поперечных колебаний подвижных отражателей. В течение отрезка времени А Т 30 мин, превышающего максимальный период колебаний мощности, связанных с протеканием натриевого теплоносителя в активной зоне ядерного реактора, с интервалом времени At 0,2 с, меньшим 0,307 м, т.е. половины минимального периода поперечных колебаний подвижых отражателей, измеряют последовательность значений мощности {Q(t)}N при фиксированном среднем значении. Измерения осуществляют детектором нейтронов типа вакуумная камера деления с изотопом 235U, размещенным в центральном канале активной зоны. Сигналы камеры деления преобразовывают в цифровой код электронными блоками, выполненными в стандарте КАМАК..И фиксируют в памяти ЭВМ PDP-11/20, где по значениям {Q(t)}N вычисляют значения величин Q, OQ и ст- . Полную статистическую о бработку завершают в ЭВМ IBM PC/AT, где по алгоритму быстрого преобразования Фурье последовательности значений {Q(t)N определяют спектральную плотность колебаний мощности ядерного реактора {Зо(т)}к (К - число дискретных значений частоты) с разрешением около 0.01 Гц. Аналогично на том же отрезке времени по показаниям датчиков поперечных перемещений {x(t)}N определяют соответствующие плотности поперечных колебаний основного{Si(f)}ic и дополнительного {ЗДШк подвижных отражателей. Спектры SQ, Si и $2 показаны на фиг. 2.

Затем мощность ядерного реактора ступенями увеличивают и уменьшают по заданной программе. При этом полные а$ и парциальные СЈ флуктуации реактивности, коррелирующие с колебаниями подвижных отражателей, непрерывно и монотонно увеличиваются (см.фиг.1). В то же время значения вычисленные на основе результатов измерений поперечных колебаний подвижных отражателей, приблизительно совпади- ютчсо значениями aЈi. Наличие корреляции Q-x на частотах {fj} определяют из условия

$x(fj) Ј 0.5, где у&х в - Функция

50 ьх

когерентности между поперечными колебаниями подвижных отражателей и колебаниями мощности ядерного реактора; SQX - взаимная спектральная плотность колебаний основного () или дополнительного () подвижных отражателей и мощности ядерного реактора.

Компонент нейтронных шумов, связанных с протеканием натриевого теплоносителя, при нормальных условиях охлаждения активной зоны слабо зависит от времени и незначительно возрастает при увеличении мощности ядерного реактора.

Рост величин аЈ и времени привел к тому, что при Q 1,8 МВт полное и парци- альное среднеквэдратические отклонения амплитуды случайных колебаний реактивности возросли до значения 10,5. А К/К. а через некоторое время ядерный реактор оставлен из-за небольшого дефекта в приводе подвижного отражателя. После устранения дефекта последовавший подъем мощности до среднего уровня 1 МВт и далее до 2 МВт показал, что параметры нейтронных шумов стабилизировались и парциальные флуктуа- ции реактивности, коррелирующие с поперечными колебаниями подвижных отражателей, соответствовали типичным ое которые в интервале средней мощности 1-2 МВт описываются соотношением

(Ј т-13.35+ 1.9(0-1).10 6ДК/К, в котором Q берется в мегаваттах.

Компонент среднеквадратического отклонения реактивности Д Of (t), причинно связанный с дефектом подвижных отрах - телей. вычисляют по формуле

(t) Ј«() и интерпретируют как появление некоторого дополнительного (нетипичного) эффекта реактивности, связанного с обнаруженным дефектом.

Приняв в качестве рабочей гипотезы наличие причинно-следственной связи между величиной Д а-..и дефектом, возрастание

величины Д 7Јсвязано с аномальными флук- туациями реактивности активной зоны, возникшими вследствие развития дефекта в элементе работающей системы.

Действительно, при отсутствии дефекта частотный спектр поперечных перемещений подвижных отражателей характеризуется устойчивым соотношением отдельных компонентов, а флуктуации амплитуды колебаний на основной частоте fi «1,63 Гц в среднем постоянны при фиксированном значении Q. Возникновение и развитие дефекта обусловило дополнительные возмущения, изменившие общую картину спектральной плотности поперечных перемещений подвижных отражателей (см. фиг.2 и 3). В частности, в спектрах Si и $2 (фиг.З) появился значительный компонент случайно распределенного в.широком интервале частот шума. Кроме этого, амплитуда поперечных колебаний подвижных отражателей на частоте fi « 1,63 Гц размылась белым шумом и стала настолько неустойчивой, что пики в спектрах Si, Sa и, как следствие, в спектре SQ практически исчезли, хотя, как и прежде, основная мощность детерминированных колебаний сосредоточена вблизи значения данной частоты fi.

Часть дисперсии о) , коррелирующую с колебаниями подвижных отражателей на частоте fj, вычисляют по формуле

(f)df.

где Afj -Частотный интервал корреляции Q-X на частоте fj.

Аномальные состояния или дефект в подвижных отражателях фиксируют при условии выполнения неравенства

of о -f,u0c.

где 0j - среднее значение дисперсии на частоте fj, принятое в качестве базового при нормальной работе систем ядерного реактора:

Ос - среднеквадратическое отклонение распределения величины fjt ;

ft - параметр, задающий значимость данного критерия.

Дополнительным критерием обнаружения аномальных состояний в ядерном реакторе, появления нарушений (изменений) в работе систем является изменение типичного количества пиков в спектре колебаний мощности ядерного реактора, коррелирующих с колебаниями элементов механической системы лри нормальной работе ядерного реактора,

После остановки ядерного реактора и устранения дефекта в системе привода подвижного отражателя спектры его колебаний и колебаний мощности практически полностью восстановились (см.фиг.4).

Из фиг.1 видно, что измеренные колебания мощности ядерного реактора на коррелирующих частотах более чувствительны к развитию дефекта в системе по сравнению с прямыми измерениями механических отклонений подвижных отражателей, главным образом, за счет того, что модуль передаточной функции реактора ИБР-2 на частотах 1 Гц и выше больше единицы и даже незначительное увеличение флуктуации внешней реактивности приводит к заметному росту амплитуды колебаний мощности.

Таким образом, реализация предложенного способа определения аномальных состояний в системе с ядерным реактором при использовании текущего усреднения результатов измерений, например, малой и персональной ЭВМ позволяет получить время реакции автоматической системы около 20-30 с на уровне отклонения мощности от среднего значения 1-2%, т.е. примерно в 10 раз меньшем по сравнению с уровнем ±(20- 50)% срабатывания аппаратуры СУЗ, и заранее предотвратить развитие аварийной ситуации в системе с ядерным реактором на мощности.

Предложенный способ безопасен при его использовании и не влияет на работу ядерного реактора в заданном режиме.

Формула изобретения

1. Способ определения аномальных состояний в системе с ядерным реактором, заключающийся в том, что измеряют последовательность значений мощности или реактивности ядерного реактора при фиксированном уровне средней мощности, определяют среднее значение измеряемого параметра ядерного реактора и судят о работе системы с ядерным реактором, отличающийся тем, что, с целью увеличения

чувствительности и точности выявлении до фекта в элементах или выборках элемппог. измерения проводите интервалом примени, меньшим половины минимальною периода

собственных или вынужденных механических колебаний элементов системы, на отрезке времени, равном или превышающем максимальный период колебаний измеряемого параметра ядерного реактора на кор

релирующих частотах, которые, определяют по положениям абсолютного и локальных максимумов в спектральной плотности колебаний этого параметра, вычисляют количество коррелирующих частот и

среднеквадратические отклонения амплитуд колебаний на этих частотах, а о работе системы с ядерным реактором судят по изменению количества коррелирующих частот или значений среднеквадратических отклонений амплитуд колебаний на этихчастотах. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что на том же отрезке времени дополнительно измеряют механические перемещения различных элементов системы и по

положениям абсолютного и локальных максимумов функции когерентности, которую вычисляют по спектральным плотностям ко-- лебаний измеряемого параметра ядерного реактора и механических колебаний элементов системы, определяют значения частот и их количество для каждого элемента и выборок из двух и более элементов с коррелирующими перемещениями и по изменению количества или совпадению значений

этих частот со значениями коррелирующих частот, на которых изменились значения среднеквадратических отклонений амплитуды в спектре колебаний измеряемого параметра ядерного реактора, определяют

наличие дефекта в элементе или выборке элементов системы с ядерным реактором.

Изобретение относится к технической физике, а точнее к регистрации ионизирующих излучений. Наиболее эффективно изобретение может быть использовано в системах управления и защиты импульсных и стационарных ядерных реакторов и критических сборок. Цель изобретения - увеличение чувствительности и точности выявления дефекта. Способ определения аномальных состояний в ядерном реакторе заключается в том, что по показаниям детекторов нейтронов измеряют с интервалом времени, меньшим половины минимального периода собственных или вынужденных колебаний механической системы, последовательность значений мощности ядерного реактора при фиксированном уровне средней мощности. Измерение осуществляют в тече: ние интервала времени, превышающего максимальный период коррелирующих колебаний мощности. Затем определяют среднее значение мощности и спектральную плотность колебаний мощности и по величинам среднеквадратических отклонений уровня (амплитуды) колебаний мощнЬ- сти на коррелирующих частотах от среднего значения судят о работе системы ядерного реактора. Кроме того, дополнительно измеряют спектральные плотности собственных или вынужденных колебаний отдельных элементов механической системы и по результатам сравнения среднеквадратических отклонений уровней (амплитуд) колебаний мощности и элементов механической системы на коррелирующих частотах судят о работе каждого из элементов механической системы ядерного реактора. 1 з.п, ф-лы, 4 ил. (Л С о 00 О Ю ю СП

5 ю

Фиг /

Ь

ю

J

-I

iO

;

10

;M4

qput. 2

15 tjCymKU

«,

Фчг. 3

л