Системы контроля реактора

Контроль за состоянием активной зоны реактора осуществляется двумя системами:

· системой внутриреакторного контроля, СВРК, которая выполняет сбор и обработку данных о теплофизических параметрах и выдает информацию в режиме «on line» на рабочее место оператору;

· аппаратурой контроля нейтронного потока АКНП, которая измеряет мощность нейтронного потока, вычисляет период ее изменения в «e» раз и выдает информацию на рабочее место оператора. АКНП так же формирует сигналы в системы автоматического регулирования мощности реактора, в том числе защитные - в СУЗ.

СВРК.

Принципиальное устройство СВРК одинаково для всех его модификаций, эксплуатирующихся в настоящее время. В ее состав входят:

· первичные датчики измерения температуры;

· каналы нейтронных измерений КНИ, оборудованные сборкой из 7 датчиков прямой зарядки ДПЗ, устанавливаемых в центральные трубки ТВС;

· программно-технические средства, обрабатывающие сигналы СВРК и связанные с блочной автоматизированной системой управления;

· средства отображения информации: дисплей на рабочем месте оператора БЩУ.

Перечень собственных датчиков СВРК дан в табл.4. Обращаем внимание на то, что в некоторых модификациях СВРК количество датчиков, а иногда их типы могут отличаться, но принципы и порядок обработки сигналов одни и те же.

Табл. 4

В дополнение к сигналам от собственных датчиков СВРК запрашивает информацию по большому количеству параметров I и II контуров в блочной автоматизированной системе управления, обрабатывая их по определенным алгоритмам. По основным параметрам I контура, включая активную зону реактора, за которыми необходим оперативный контроль, информация выдается в режиме «on line», по остальным – по запросу.

По показаниям СВРК контролируются следующие важнейшие в обеспечении безопасности теплофизические параметры активной зоны:

· тепловая мощность;

· температуры теплоносителя на выходе из ТВС;

· коэффициенты неравномерности распределения энерговыделения: по ТВС – Кq, по объему – Кv, по высоте - Кz, по ТВЭЛ – Кr и по линейному энерговыделе-нию ТВЭЛ - К_o (СВРК ВВЭР-1000);

· запасы до кризиса теплообмена (СВРК ВВЭР-1000);

· оффсет (СВРК ВВЭР-1000).

Тепловая мощность активной зоны рассчитывается по двум алгоритмам: по параметрам 1-го контура и по параметрам 2-го.

В первом случае

где: N_T – тепловая мощность активной зоны; j – количество петель;

– расход теплоносителя в петле, рассчитывается из апроксимации напорной характеристики главного циркуляционного насоса Q = f( Δ P_ГЦН);

_вх, _вых – удельные энтальпии теплоносителя, которые рассчитываются из функциональных зависимостей = f(t,P), заложенных в программное обеспечение.

Во втором случае

где: j – количество петель;

Q_j – расход питательной воды на парогенератор;

– удельные энтальпии пара и питательной воды j – го парогенератора.

Следует отметить, что точность расчета мощности по параметрам 2-го контура, выше, чем по параметрам 1-го. Однако это справедливо только для стационарных режимов, поскольку в алгоритме расчета по второму контуру принято равенство расходов пара и питательной воды. В переходных процессах данное равенство может быть нарушено на протяжении временных интервалов, сравнимых со временем обновления информации, что может внести значительную погрешность в показании мощности, рассчитанной по 2-ому контуру.

Коэффициенты неравномерности энерговыделения в СВРК вычисляются на основании показаний КНИ и термоконтроля. Количество датчиков и алгоритмы расчета коэффициентов в СВРК ВВЭР-1000 и СВРК ВВЭР-440 выбраны исходя из конструктивных особенностей зон. Основные соотношения и методы расчета, использованные в алгоритмах, следующие:

· К_q – коэффициент неравномерности энерговыделения по ТВС, максимальное значение среди относительных энерговыделений ТВС К_qⁱ в зоне

,где N_q^max – максимальная мощность ТВС в зоне;

Nср.ТВС – средняя мощность ТВС в зоне.

Для чехловых ТВС ВВЭР-440 К_qⁱ рассчитываются на основании прямых измерений температуры на выходе из ТВС, поскольку в данном случае измеренная температура потока теплоносителя однозначно связана с мощностью ТВС. Предположив равенство расходов в ТВС легко показать, что

, где - подогрев на i -той ТВС;

- подогрев на активной зоне;

0,97 - коэффициент, учитывающий протечки теплоносителя мимо зоны.

СВРК ВВЭР-440 контролирует температуру на выходе ~ 190 ТВС, т.е. > 50% активной зоны. Поскольку загрузки зоны выбираются с симметрией не менее 60⁰ , можно утверждать, что распределение энерговыделений контролируется по всей зоне, за исключением регулирующих и нескольких периферийных ТВС и

Для безчехловых ТВС ВВЭР-1000 данная методика неприменима, поскольку замер температуры на выходе из ТВС невозможно идентифицировать с ее мощностью из-за поперечных перетоков между ТВС. Замеры температур дают только качественную оценку распределения энерговыделений.

В СВРК ВВЭР-1000 на основе показаний датчиков КНИ синтезируется пространственное распределение нейтронов по всей зоне. Для этого СВРК оборудовано достаточным количеством – 64 – каналов КНИ. Учитывая, что симметрия активных зон ВВЭР-1000 почти всегда составляет 30⁰ , этого числа вполне хватает, чтобы получить пространственное распределение поля нейтронов, как в плане, так и по высоте. Нейтронное пространственное поле преобразуется в энергетическое по алгоритмам с использованием заложенных в программу расчетных данных о состоянии топлива в процессе выгорания. При этом энергетическое поле нормируется на единицу и полную мощность активной зоны, рассчитанную в СВРК.

В результате получается пространственное распределение относительного и абсолютного энерговыделения на основании которых рассчитываются все коэффициенты неравномерности энерговыделения, в том числе и K_{q .}

· К_v и К_z - коэффициенты неравномерности энерговыделения по объему и высоте.

При расчете К_v и К_z все ТВС зоны условно делятся по высоте на равное количество одинаковых отрезков - объемов.

Отношение энерговыделения в максимально энергонапряженном объеме к среднему по объемам всей зоны определяет К_v

Для определения К_z рассчитывается относительное распределение энерговыделений в каждой ТВС

где - объем с максимальным энерговыделением в i - ой ТВС;

- среднее энерговыделение по объемам i -ой ТВС.

Максимальное определяет К_{z ,} т.е. max = К_z

Из приведенных выше определений следует

К_v = max ( )

В СВРК ВВЭР-440 только 11 ТВС оборудованы КНИ, поэтому могут быть выполнены замеры только 11 ТВС. Очевидно, что этого недостаточно, чтобы определить реальные К_z и К_v в загрузке. Но как показал опыт эксплуатации этих замеров, в сумме с замерами , достаточно, чтобы сопоставить расчетное и реальное распределение энерговыделения в зоне и сделать заключение о возможности безопасной эксплуатации.

В СВРК ВВЭР-1000 расчет К_v сводится к выбору максимального относительного энерговыделения из пространственного поля относительных энерговыделений. С использованием относительных энерговыделений легко считается и К_z.

· К_r и К_{o -} коэффициенты неравномерности энерговыделения по ТВЭЛ и по длине ТВЭЛ.

, где - максимальная мощность ТВЭЛ в зоне;

- средняя мощность ТВЭЛ в зоне.

, где -максимальное энерговыделение на единицу длиныТВЭЛ;

-среднее энерговыделение на единицу длины ТВЭЛ.

К_r и К_o вычисляются из соотношений:

К_r = max ( ); К_о = max ( ),

где – относительная неравномерность по ТВЭЛ в ТВС.

На ВВЭР-440 эксплуатационного контроля за K_r и K_o не ведется. Указанные коэффициенты используются только в расчетных обоснованиях.

На ВВЭР-1000 средняя линейная нагрузка на ТВЭЛ значительно выше, чем на ВВЭР-440, поэтому вопрос контроля за K_r и K_o достаточно актуален. В алгоритмах СВРК ВВЭР-1000 предусмотрен их расчет из указанных соотношений, хотя прямого эксплуатационного контроля за ними также нет. K_o используется для расчета запаса до кризиса теплообмена по мощности_.

Запас до кризиса по температуре DT_кр. вычисляется из соотношения:

DT_кр= Т_нас. – Т_max, где: Т_нас. - температура насыщения при давлении над активной зоной;

Т_max - максимальная температура на выходе из ТВС.

Запас до кризиса по мощности DQ_кр. определяется как соотношение:

_, где: - максимально-допустимый по условиям кризиса кипения линейный поток, рассчитываемый из эмпирических соотношений.

Оффсет аксиальный δW определяется как:

δW=[( Δ W_н – Δ W_в) / ( Δ W_н + Δ W_в)]·100%

где: Δ W_н - энерговыделение в нижней половине активной зоны;

Δ W_в - энерговыделение в верхней половине активной зоны.

Отклонение оффсета от величины, соответствующей стационарному равновесному соотношению мощности и концентрации иода и ксенона (0÷10%) говорит о наличии ксенонных колебаний.

Оффсет рассчитывается в СВРК из пространственного поля энерговыделений.

АКНП.

В эксплуатации в настоящее время находится две модели АКНП: АКНП-3 и АКНП-7. Последняя имеет несколько модификаций.

Применяемые АКНП могут отличаться друг от друга качеством и чувствительностью датчиков, различными техническими средствами обработки и отображения информации, но технические принципы измерения и обработки информации, а также связи с управляющими системами у них полностью идентичны.

В состав АКНП входят:

· первичные датчики измерения нейтронного потока;

· технические средства обработки сигналов измерения;

· средства отображения информации, устанавливаемые на рабочем месте оператора БЩУ.

· технические средства измерения реактивности;

· автономная система контроля при перегрузке СКП. В последних модификациях АКНП-7 ее функции интегрированы в общую схему;

· автономная система РЩУ.

Первичные датчики устанавливаются в каналах «сухой» защиты, за исключением датчиков СКП АКНП-3 и первых модификаций АКНП-7, которые устанавливаются после разуплотнения реактора в выгородку. Нейтронный поток в «сухой» защите на ~ 4 порядка меньше, чем в реакторе, поэтому, в отсутствие датчиков необходимой чувствительности, в первых модификациях АКНП для контроля нейтронного потока при перегрузке применены переносные датчики, которые устанавливаются максимально близко к активной зоне. В последней модификации АКНП-7 для контроля малых нейтронных потоков применены датчики повышенной чувствительности, и необходимость в применении переносных датчиков отпала.

Измеряемый интервал нейтронного потока составляет 10^-3÷10⁹ н/см²сек, что соответствует интервалу мощности (10^-10 ÷ 100) % от номинала. Чтобы обеспечить приемлемую точность измерения в таком широком, включающем 12 порядков, интервале, последний разбивается на диапазоны, в каждом из которых используются датчики соответствующей чувствительности. Разбивка на измерительные диапазоны в первых и последних модификациях АКНП несколько различны, но это непринципиальные технические различия, которые связаны с применением более совершенных датчиков в последних модификациях. В обоих случаях разбивка на диапазоны соответствует основным физическим состояниям реактора:

· подкритика на перегрузке;

· вывод реактора в критическое состояние;

· работа реактора на мощности.

Для измерения малых нейтронных потоков, когда получение устойчивого токового сигнала невозможно, используются разрядные счетчики и камеры деления, работающие в импульсном режиме. Переход камер деления в токовый режим возможен при увеличении потока до ~ 10⁴ , что соответствует мощности ~ 10^-3 N_ном.

Диапазоны измерений перекрываются не менее чем на порядок.

Первичные датчики, измерения которых используются для формирования аварийных сигналов, резервируются в соответствии с требованиями безопасности.

Технические средства обработки:

· преобразуют импульсные и токовые сигналы в цифровые, пропорциональные мощности;

· рассчитывает период изменение мощности в «е» раз;

· формирует аварийные сигналы в соответствии с заданными уставками по периоду и мощности, которые передаются в СУЗ и систему сигнализации;

· формирует управляющий сигнал в автоматический регулятор мощности АРМ при работе его в режиме «N» - режиме поддержания заданной мощности;

· формирует управляющий сигнал окончания разгрузки (достижение заданной мощности) в устройство разгрузки и ограничения мощности РОМ;

· передают данные по уровню мощности и периоду изменения мощности в средства отображения информации и СВРК.

Надо отметить, что выходящий из технических средств пропорциональный мощности цифровой сигнал нельзя однозначно соотнести с мощностью реактора, т.е. оттарировав его однажды в единицах мощности, пользоваться в течение всей эксплуатации АКНП. Этот факт имеет место потому, что величина измеряемого нейтронного потока определяется потоком в отражателе, абсолютная величина которого, кроме мощности, зависит от концентрации борной кислоты в теплоносителе, положения регулирующей группы, нейтронного потока в периферийных ТВС, т.е. параметров, которые могут изменяться в определенных пределах при одной и той же мощности. Указанные параметры могут изменяться как при переходе от эксплуатации одной загрузки к другой, так и в течение работы одной загрузки.

Чтобы избежать погрешности в показаниях мощности по АКНП необходимо периодически производить корректировку тарировки (перетарировку) по показаниям СВРК, что и выполняется при эксплуатации. Первая тарировка делается после вывода реактора в критическое состояние и подъема мощности до ~ 10% от N_{ном .} И впоследствии – по мере появления расхождения.

Несмотря на это технологическое неудобство, мощность, измеренная по нейтронному потоку, используется в основных аварийных сигналах, связанных с ядерной безопасностью – по превышению мощности и уменьшению периода; и в других средствах автоматического управления мощностью. Это делается потому, что сигнал по нейтронной мощности наименее инерционен, а погрешности при фиксации конечного состояния реактора находятся в допустимых пределах и легко корректируются оперативным персоналом.

Технические средства измерения реактивности в эксплуатируемых моделях АКНП не интегрированы в общую схему и функционируют автономно, используя собственные датчики. В них решается уравнение кинетики в точечной модели с учетом запаздывающих нейтронов и на табло выдается информация о реактивности активной зоны. Эта информация вспомогательно используется оперативным персоналом в переходных режимах. Замеры реактивности используются также при физэкспериментах. Надо отметить, что измерение отрицательной реактивности указанными средствами возможно только при наличии изменяющегося нейтронного потока, т.е. подкритику оставленного реактора они не измеряют.

Автономная система контроля перегрузки СКП используется на большинстве блоков ВВЭР. Датчики СКП, как уже упоминалось, устанавливаются в выгородку реактора. Технические средства преобразования сигнала и отображения информации устанавливаются по месту, при этом преобразованный сигнал передается на блочный пульт управления к звуковому индикатору. Учитывая, что стабильный контроль за состоянием реактора при выводе его на МКУ обеспечивается при потоке в «сухой» защите ~ 10н/см²сек, что соответствует мощности ~ 10^-6 % N_{ном .} СКП должно обеспечить контроль за состоянием зоны при мощности < 10^-6 % N_{ном .}

Очевидно, что оценка мощности, даже самая приблизительная, по СКП невозможна, поскольку невозможна тарировка датчиков. Заключение о безопасности состояния зоны делается на основании изменения показаний СКП, которые уменьшаются или увеличиваются по мере выгрузки или загрузки зоны.

Автономная система РЩУ дублирует основной комплект АКНП в объеме, определенном нормативными документами, на случай выхода из строя БЩУ.

Поиск по сайту: