автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Пространственные эффекты реактивности, обусловленные изменением теплогидравлических и нейтронно-физических параметров активной зоны водо-водяного энергетического реактора

— 1 -3 4

З^ИСТВЕННОЕ ОБЪЕ

НАУЧНО-ПРОИЗВОДСТВЕННОЕ ОБЪЕДИНЕНИЕ ПО ИССЛЕДОВАНИЮ И ПРОЕКТИРОВАНИЮ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ им. И. И. ПОЛЗУНОВА (НПО ЦКТИ)

На правах рукописи

УДК 621.039

БОРИСЕНКО Владимир Иванович

ПРОСТРАНСТВЕННЫЕ ЭФФЕКТЫ РЕАКТИВНОСТИ, ОБУСЛОВЛЕННЫЕ ИЗМЕНЕНИЕМ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ И НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ

АКТИВНОЙ зоны водо-водяного ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА

Специальность 05.14.03 — Ядерные энергетические

установки

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

ЛЕНИНГРАД 1991

Работа выполнена в Институте ядерных исследований АН УССР.

Научный руководитель — доктор технических наук, профессор В. А. Еременко.

Официальные оппоненть!:

заслуженный деятель науки и техники РСФСР, доктор технических наук, ■ профессор М. Ф. Сойгин,;

кандидат физико-математических наук, старший научный сотрудник А. В. Елыиин.

Ведущая организация — Институт ядерной энергетики АН БССР, г. Минск (Сосны).

на заседании специализированного совета НПО ЦКТИ Д 145.01.02 по адресу: 194021, Ленинград; ул. Политехническая, д. 24, актовый зал.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НПО ЦКТИ.

Отзыв на автореферат, заверенный печатью, в одном экземпляре направить в адрес специализированного совета НПО ЦКТИ: 193167, Ленинград, ул. Красных электриков, д. 3.

Защита состоится

Автореферат разослан

1991 г.

Ученый секретарь специализированного совета кандидат технических наук

Е. Л. Смирнов

; АННОТАЦИЯ

' 'fl-зль диссертационной работы - изучение природы проявления пространственных зффектоз реактивности (1X3?) в реакторах типа ВЗЭР, определение ПЗР при различных типах возмущения нейтронного поля в активной зоне реактора, разработка и апробация штодов учета ПЭР при опредзлзшм аффектов реактивности и эффективности органов регулирования.

Для достижения постшиккшоа цели репэяи следующие основные задачи:

1. Апрсбпцля и выбор иэтода определения реактивности с учетом ШР при различном способе вогмуцзкия нейтронного поля в активной зоне реактора.

2. Проведены Експернментальныз исследования распределения знерговыделения и температуры теплоносителя на выходе из тепловыделяющих сборок (TBG) при изменении реагаивности решетора.

3. Разработан алгоритм восстановления мгновенного сигнала детектора прямого заряда (ДЕЗ) с эмиттером из родия.'

4. Т.» аботаны алгоритмы и созданы программы, реализукщне на ЭШ - обращенное решение уравнений кинетики (ОРУК) точечной и распределенной моделей реактора.

Автор защипает следушие результаты:

1. Методология разработки систем измерения мгновенной реактивности (CJiliP) ре-ктороз ЕБЗР с выраженными пространственными эффектами на основе использования внутризонных детекторов нейтронов.

2. Алгоритм •восстановления мгновенного сигнала ДПЗ с змитгером из родия и использование его в системах измерения мгновенной реактивности.

3. Нетод определения глобальной реактивности "большого" энерге тического реактора.

•1. Определение координат з активной зоне реактора, в области которых нейтронное поле в наимэньсей степени подвержно влиянию ПЭР и обоснованная расстановка детекторов СШР.

5. Алгоритм определения динамических характеристик ДГИ при ps-тамах работы реактора с изменением мощности.

о. Необходимость раэрабопм систем измерения реактивности реактора ВЮР с использованием внутривенных детекторов нейтронов.

- 4 -

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРНСТ ЙКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы. АЭС в настоящее время нгракь-значительную роль в производстве электроэнергии как у нас в стране, так и во всем мире. Однако, после крупных ядерных аварий, таких как на ТМ1-2 (США) в 1979 году и на ЧАЭС-4 (СССР) в 1986 году, особенно актуальным стал вопрос о совершенствовании укэ существующих и разработке новых систем контроля, управления и аварийной защити ядерных реагаоров.

Для реакторов РЖ основу таких систем составляют внереактор-ные нейтронные детекторы, которые контролируют мощность, реактивность, а также характеристики энергораспределения по объему активной зоны. Системы внереакторного контроля получили широкое распространение, так как им присущ! высокая надежность и ремонтопригодность, возможность организации безынерционного контроля. Последнее свойстео явилось главной причиной, которая позволяет применять " информацию безынерционнх детекторов в системах управления и аварийной защиты ядерных реакторов.

Одним из важнейших направлений в обеспечении надежной и безопасной работы современных АЭС является развитие рациональных методов управления и диагностики ядерных реакторов. Для успешного репения возникающих при этом вопросов особое место отводится внутриреакториым исследованиям по определению полей энерговыделения и температур. Это связано с тем, что в активной зоне ядерного реактора в соответствии с распределением нейтронной плотности устанавливается распределение энерговыделений и температур. Будет ли изменяться £орма распределения, если интегральная мощность по каким либо причинам изменится? Вопрос этот чрезвычайно вален, так как, если форма основного распределения при изменении мощности также изменяется, то в различных областях активной зоны создаются условия изменения знерговыделения и температур.

Вполне реально представить себе картину пульсации поля, происходящую под влиянием запаздывающих тепловых и .изотопных процессов. Пульсации поля действительно появляются и особенно характерны для реакторов с протяженными активным}! зонами. Поэтому возникает важная задача о так называемой "неустойчивости поля" в активной зоне ядерного реактора. Решение этой задачи особенно

актуально для реакторов с сильно выраженной неравномерностью исходного распределения. К последним вполне относятся и современные энергетические реакторы со значительным -запасом реактивности, например, ВВЭР.

Для таких реакторов пространственная неустойчивость должна быть отнесена к важным показателям безопасности. Рациональным способом контроля за сохранением этого динамического показателя в допустимых пределах ПЕляется пространственно-распределенный контроль мгновенной реактивности.

Задача определения реактивности ядерного реактора в значительной степени связана с задачей определения нейтрон-ой мощности реактора, так как и в первом, и во втором случаях первичной является информация, полученная от нейтронных детекторов.

Реактивность является важным показателем состояния ядерного реактора, она однозначно определяет скорость изменения интенсивности делений в реакторе. Для безопасной и оптимальной работы реактора необходимо знать, как изменяется реактивность в зависимости. от конфигурации и материального состава активной зоны, от значения и распределения температуры материалов активной зоны и теплоносителя и многих других параметров.

Ввод в эксплуатацию энергоблокоз больсой дащюсти поставил есе одну задачу в определении реактивности реактора - необходимость учета ПЗР. ПЭР вносят наибольшую погрешность при экспериментах по определении эффектов реактивности и эффективности органов регулирования и защггы энергетических реакторов. Поэтому задача совершенствования существующих и разработка новых методов определения реактивности активных зон энергетических реакторов представляет собой актуальную задачу настоящего времени.

Научная новизна полученных результатов заключается в следутарм:

- разработан алгоритм в наибольшей степени учитывающий ПЭР' при определении реактивности энергетического реактора;

- разработан алгоритм определения реальных динамических параметров ДШ;

- на основе единой математической модели "Д1В - корректор -сумматор - реактиметр" предложен способ определения глобальной реактивности реактора;

- выполнены комплексные экспериментально-расчетные исследования

изменения полей энерговыделения, температуры теплоносителя и реактивности реактора ЕЕЭР-1СОО при различных видах возмущения нейтронного потока в активной зоне;

, - обнаружены и изучены проявления термонейтронного эффекта (ТНЭ).

Практическая ценность работы. Разработанные в диссертации алгоритмы и программы моделирования нейтронной кинетики точечного реактора и реактора с распределенными параметрами, ориентированы на широкий luiacc зада^ по определению реактивности при произвольном виде возмущения нейтронного поля активной зоны реактора.

Проведены экспериментальные исследования по перераспределению энерговыделения в активной зоне реактора при изменении положения органов регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ), а также при погружении одиночного ОР СУЗ.

Разработанные алгоритмы, математические модели и программно-вычислительная система позволяют проводить поисковые исследования по 'сравнительному анализу экспериментальных и расчетных методик определения реактивности реактора с целью их усовершенствования.

Сформулированы предложения по выбору количества и геометрии расположения детекторов нейтронного потока s активной зоне реактора для достоверного определения реактивности с учетом ПЭР, а также вследствие проявления ТНЭ.

Реализация результатов работы. Разработанные практически методы, алгоритмы и программы решения уравнений кинетики для реактора с распределенными параметрами

- внедрены в практику расчетно-оптимизационных исследований по определению реактивности реактора ВВЗР-1000, которые используются в ияи АН УССР для оценки безопасности переходных процессов в реакторной установке;

- используются для определения реактивности реактора ЕЕЗР -1000 на Запорожской и Ровенской АЭС;

- некоторые результаты работы переданы в НТЦ ГПАН СССР и в ЦИЯИ (Госсендорф, Германия).

Апробация работы. Основные положения диссертационной работы локлядывалисл " обсуждались нз:

Первом Всесоюзном семинаре "Методы и средства измерения ре-рктирност»! на АЭС" (г.Киев, апрель 1988 г.);

- Шестом Всесоюзном семинаре по проблемам физики реакторов "Нейтронно-физические проблемы безопасности ядерно-энергетических установок" (г.Москва, сентябрь 1989 г.);

- Втором Всесоюзном семинаре "Методы и средства измерения реактивности на АЭС" (г.Энергодар, апрель 159и г.);

- научных семинарах отделения физики реакторов ЦИЯИ АН ГДР (г.Россендорф, декабрь 1989 г., апрель 1990 г.);

- Второй научно-практической конференции "Безопасность атомных станций" (г. Москва, февраль-март 1991 г.);

- Всесоюзном семинаре по динамите ЯЗУ "Проблема надежности расчетных данных по безопасности реакторных установок" (г. Шнек, май 1991 г.);

- Седьмом Всесоюзном семинаре по проблемам физики реш "оров "Внутренняя безопасность ядерно-энергетических установок" (г.Москва, сентябрь 1991 г.);

- научных конференциях ИЯЛ АН УССР (г.Киев, 1985-1991 гг.).

Структура и обьем работы. Диссертационная работа изложена

на 157 страницах машинописного текста и состоит из введения, четырех глав основной части, заключения, списка литературы, содержит 22 рисунка , 2 таблицы.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Важная задача в обеспечении надежной и безопасной работы современных АЭС - определение Физичеасого состояния ядерного реактора. При этом особое место отводится внутриреакторным исслекованиям для определения нейтронно-физических теплогидравлических характеристик активной зона Без преувеличения можно утверждать, что важнейшим показателем состояния ядерного реактора является реактивность. Именно реактивность входит в уравнение кинетики ядерного реактора и определяет скорость измзн'нчя интенсивности делений в зависимости от знакэ и абсолштго^ рнрччнни

реактивности.

Реактивность определят с помощью аналоговых или ци$ропнх р?-актиметров, в которых реализована ОРУК Урчрно»!'я пло-

тики иейтронол точечного реактора Н'-^гт вчд:

¿и _ Р-У3

где - количество нейтронов в реакторе;

р- реактивность; р~(кхг-{)/А,г Р - эффективная доля запаздывают?« нейтронов;

время лизни мгновенных нейтронов; С;- количество ядер 1 -ой группы запаздывающих нейтронов; Д.- постоянная времени 1 -ой группы запаздывающих нейтронов;

эффективная доля 1 -ой группы запаздывающих нейтронов; 5 - внешний источник нейтронов.

. Таким образом, обращенное (инверсное) уравнение кинетики нейтронов в долях л имеет вид:

где

В работе предложен алгоритм решения численными методами уравнения ( 2 ), в основе которого лежит предположение о линейном законе изменения количества нейтронов во премя между опросами детектора нейтронов.

Однако реактиметры построенные на основе решения уравнения (2) могут1 быть рекомендованы для ограниченного использования по следующим причинам; при получении системы уравнений ( 1 ) приняты следующие допущения и предположения:

- рассматривается одногрупповая по энергетическому спектру нейтронов модель реактора;

- считается, что справедливо точечное приближение, т.е. все макропараметры берутся усредненными по всему обьему реактора;

- считается, • что функции потока нейтронов и концентрации предшественников запаздывающих нейтронов допускают разделение переменных по пространственным координатам и времени, а также некоторые другие.

Таким образом, необходима разработка метода определения реактивности на основе модели реактора с распределенными параметрами. Такая модель была использована в работе С 2] для получения уравнений по определению глобальной реактивности реактора:

( 2 )

PH)

Mf -;—№T

где ft; - эффективная относительная доля запаздывающих

нейтронов i-oft группы;

знаком . , У обозначено интегрирование J J ЛГ сI Р ; Р'- оператор деления для быстрых нейтронов;

обобщенное время генерации мгновенных нейтронов в peaivuvJ, o/(i)- обобщенный декремент затухания нейтронного поля в реакторе. Для практического использования полученного уравнения необходимо определить временное поведение функционала ß(t,l'J . Для этого необходимо получать информацию о нейтронном потоке но всему обьему активной зоны реактора, (^Ц*,^*) ■

Для решения задачи определения глобальной реактивности щювь дена серия экспериментальных исследований по изучению пространственного распределения локальной реактивности по активной зоае реактора ВВЭР-1000 в случае внесения в нее возмущения.

Прежде, чем приступить к изложению выявленных основнш ъа)ъ-номерностей при определении реактивности, необходимо рассмотреть вопросы, связанные с работой родиевого ДПЗ, информация которою использовалась для определения реактивности.

Во-первых, экспериментальные исследования по определению дм намических характеристик ДПЗ показали, что они изменяется ш времени и отличаются от приведенных в литературе.

Во-вторых, необходимо разработать эффективный, с точки эриния использования в ЭВМ, алгоритм корректирующий инерционный сит нал ДПЗ в сигнал, пропорциональный мгновенному значению потока нейз-ронов в месте установки детектора.

, На основании сигналов ДПЗ по специальным алгоритмам определяют энерговыделение - важную теплотехническую характеристику ТЬС. Конструктивно семь ДПЗ обьединены в нейтронно-измерительпьй канал (КНИ), который размещается в центральной трубка ТЕС.

В активационном ДПЗ с эмиттером из родня основной токоосразу-юп?!й процесс определяется реакцией радиационного захвата е пас-

дедующим распадом Р> -активного нуклида (см. рис, 1.). Суммарный сигнал ДПЗ состоит из трех составляющих:

- запаздывающий компонент, образованный распадом

- мгновенный компонент, вызванный путем (n-.fr) -реакцией, а также под действием реакторного излучения;

- фоновый компонент, образующийся в линиях связи под действием реакторных излучений.

Для построения схемы измерения реактивности необходимо определить отношение сечений образования радионуклидов и а также их постоянные распада. Эта задача была решена о помощью метода наименьших квадратов (МЯК), примененного для анализа результатов измерений тока ДГС в ходе специальных экспериментов.

Наиболее простое аналитическое решение системы уравнений

связывающих зависимость значения тока детектора 1(4) от величины плотности потока нейтронов &({) в активной зоне Судет иметь место, если платность потока нейтронов Судет изменяться по экспоненциальному закону:

Щ^Ф.ехрШ), И^-пН (6)

который выполняется для случая введения в критический реактор значительной подкритичности

Дхя системы уравнений (4) приняты следующие обозначения: А, - коэффициент пропорциональности; Д» ) " постоянная распада радионуклида № ( ЛС - концентрация ядер Й1, "♦-•191, соответственно;

Ы- - мгновенная составляющая тока ДПЗ; (Й - микросечение образования радионуклидов ИЬ ( е результате реакции ,и »1 (п . & ) 10* ЙЬ (<04~1?Г)). Ревэние системы уравнений ( 4) при выполнении условия (б) будет иметь вид:

('г. ¿Г) - реакции.

№. Г" 1С

Рис.2. Динамика изменения параметров реакторной установки ВВЭР-1000 при ступенчатом сбросе электрической нагрузки на 300 МВт. (Ыы , К/*«- соответственно, тепловпя мтппгт* первого контура по данным КНИ и АКНП, - подогрев теплоносителя, в реакторе). '

- 12 -Х-т-е^)

Таким образом, считая, что Л1 и Лг - физические константы, равные соответственно 0,01575 с'1 и 0,02686 с"1, можно организовать процедуру вычисления Е,^ и Ег с помощью МНК.

Для осуществления таких расчетов проведены исследования на реакторе ЕВЭР-1000 Ровенской АЭС и на исследовательском реакторе ВВР-М ИЯИ АН УССР. В первом случае для получения результатов измерений была использована штатная СВРК "Гиндукуи", в которой специально был организован режим работы, позволяющий регистрировать сигналы ДПЗ при выполнении условия (5).

Однако, по этой схеме, из-за большого периода опроса ДПЗ (~Я с) трудно получить значения Ы. , Е,. и с высокой точностью. Для получения более, точных результатов был создан специальный исследовательский канал на реакторе ВВР-М, . в состав которого входили: миниатюрная; нейтронная камера;' "миниатюрная камера; ДПЗ с эмиттером из родия; ¿"-калориметры. Проведенные исследования позволяют заключить, что для ДПЗ с эмиттером из родия отношение ^у^ отличается от литературных данных, приведенных для тепловых нейтронов.

Результаты расчетов приведены в таблице .1.

Таблица 1.

|Параметр 1 1 |Литературные| | данные [ 1 Экспериментальные значения |

Ровенская АЭС 1 ВВР-М |

1 ы- | 0,06 - 0,10| 0,07 0,051 - 0,053 |

1 £ 1 0,86 | 0,89 0,91 |

1 £ 1 0,07 | 0,04 0,03 | 1

По полученным данным с применением аналоговых или цифровых вычислительных устройств можно построить корректор, который Судет определять зависимость между током ДГО и плотностью потока нейтронов при произвольном режиме его изменения.

Для исследования влияния ПЭР на значение определяемой реактивности в течение 1986-19Э0 гг. на знергсблою? с реактором ЕВЭР -1000 Ровенской АЭС была проведена серия экспериментальных исследований. Для фиксирования ядерно-физических параметров во время проведения исследований была организована система записи сигналов датчиков СЕРК, позволяющая выбирать количество и частоту опрашиваемых датчиков.

В диссертационной работе представлены результаты исследований при внесении в активную зону следующих возмущений:

- погружение одиночного ОР не рабочей группы с крайнего верхнего (КБ) в крайнее нижнее (КН) положение;

- погружение одиночного ОР регулирующей X группы СУЗ в КН положение; •

- погружение X группы СУЗ;

- изменение теплотехнических параметров 2 контура.

Основные результаты исследований представлены на рис. 2-5.

Несмотря на многочисленные исследования, проводимые на энергоблоках с ВВЭР-1000, в настоящее время все еще нет полной и необходимой информации об знерговыделении в активной зоне реактора при различных положениях ОР СУЗ и различной мощности реактора. На рис.3, представлены изменения относительного энс-ргпвн-деления и подогрева теплоносителя в ТЕС по данным ДПЗ и термоконтроля СВРК при погружении ОР СУЗ рабочей группы. По результатам исследований модно выделить следующей основной вывод: наиболее значительным фактором, влияющем на возникновение и Формирование перераспределения энерговыделения в активной зон.? пп-ляется изменение мощности реактора.

Актуальность 'экспериментального исследовнаия npp.-pacn;e/i,-'n-ния энерговыделенил в активной зоне BB3F-1000 при погру.»с.нуи в

I-1-1

i - I .92 I I " I .OB ! i - I .09 |

1 - г 1 - '1 ........ I .90 г------ I .92 1

! - 1 - | .94 I .97 1

1 - 1 - | .97 | | 1.00 I 1 1

1 ■ I 1 1 1 .86 | .89 1 1 1 " 1 1 - 1 .76

1 1 .79 | .86 I - 1 - 1 .82

1 1 | .76 | | .83 1 | - 1 ! | - ! | .84

1 ■ 'I 1 - 1 .89 .91 1 1 - 1 1 .92 1 I 1.01 1 | 1.15 1 1

1 - 1 -.81 .84 1, - 1 ,87 I 1.04 | 1.22 1

1 " 1 .78 i.....• 1 ..... .79 1 • " 1 1, .85. 1 1.08 | 1.24 | 1 .

Рис. 3.1.

Относительное энерговыделение в TBC по данным КНИ в секторе симметрии 30*.

* * * * * * * * *

-значение при Н^=69 X,hlr ■ 73,8 X; -значение при Н^=37 Х,\!г «= 72,9 Z; -значение при H„f28 X, tA » 74,0 X.

I-1—

18.3 19.0 19. Б

I

20.4 21.4 21.8 -1—

"I-—

I 23.8 I 24.4

I 25.2 ■

т

| 14.7 I 15.1 | 15.4

22.3 20.7 20.0

18.6 17.0 16.3

I

20.4 21.4 21.8

| 23.8 | 24.4 I 25.2

Лш

-г

16.1 | 18.1 15.3 | 17.1 14.6 | 16.3

т

17.2 16.1

15.3

—-1---1-'-г

20.9 | 20.0 | 20.4 | 17.6 | 19.5 | 20.8 | 16.2 | 19.5 | 21.2 |

14.7 15.1 15.4

Гис. 3.2. Подогревы теплоносителя в TBC по данным термоконтроля СВРК в секторе симметрии 30*.

крайнее нижнее положение одного из ОР СУЗ обусловлена необходимость» экспериментального подтверждения возможности временной эксплуатации реактора на мощности близкой к номинальной при расцеплении ОР со штангой привода. На рис. 4. представлены изменения относительного энерговыделения и температуры теплоносителя на выходе из ТЕС по данным ДПЗ и термоконтроля CBFK в исследуемом случае. Перераспределение энерговыделения и деформация температурного поля в активной зоне приводит к изменению энергетической нагрузки петель, из-за слабого перемешивания в реакторе петлевых потоков теплоносителя. Результаты исследований позволяет сделать следующий вывод, что допустима эксплуатации энергоблока на уровне мощности 90 X при одном опущенном в крайнее нижнее положение ОР СУЗ.

В соответствии с программой работ по разработке и внедрению новых методов контроля за состоянием.активной зоны на унифицированном энергоблоке ВВЭР-1000 в марте 1989 года на 2 блоке Запорожской АЭС были проведены исследования по изучению пространственной зависимости при определении коэффициентов реактивности.

Возмущения в активную зону вносились органами регулирования X рабочей группы. Для проведения измерений использовалась дополнительная нештатная измерительная система АМИК-140, которая позволяла регистрировать сигналы 100 измерительных каналов с частотой 10 Гц в течение 200 с. В состав 100 измерительных каналов входили:

- 13 нейтронно-измерительных каналов, каждый из которых содержит 7 родиевых ДПЗ, равнонмерно расположенных по длине канала с длиной эмиттера, 25 см.

- 6 ионизационных камер, расположенных в трех каналах с номерами 4, 14, 25, по две в канале, в верхней и нижней половинах по высоте активной зоны, каналы расположены симметрично вокруг зоны под углом 120 ;

- 1 канал для регистрации движения ОР X группа

Экспериментальные данные обрабатывались по независимым методикам, подготовленными а И. Борисенко и Р. Малетти (ЦИЯИ, Россен-Дорф).

В результате проведенных исследований были чперт» получены систематические экспериментальные исследования по '[чцтиг.чой пространственной зависимости реактивности при вг"Д«''»1'и розчуте-

16 ,„ 18 ,n 20 _ 22 24 26 28„3!) 32 „ 3* „ 36 „„ 38 „ 40 „ 42 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 3i 39 41

060&07 0609101112 1Э 14-

* * - значение t< - значение дТ. * .08 .04 2.7 2*4 .09 .08

. 12 ai .09 ао ai 1?§

аз аз .12 4.0 ai ао а4 .10 2.4 2.2

.10 аз .12 . 12 as .10 .05 2.6 .08

2.9 3.3 . 12 а4 ав ао 2.1 1 1. 4 1.1

.10 2.9 ав а°6 2.9 i?8 0.0 1.1

2.3. а4 3.0 .10 .09 2.4 2.4 0.6 .01 0.4 0.2 0.0

iS .06 аг 2.9в .03 0.4 -.04 -.02 -1.2 -.05 0°Й

' 2.0 2.5 2.2 .08 .06 0.9 0.1 -.07 -ai -.06 -1.0 -1.1 -.07

.05 1.9 1.7 1.3 -.03 -а э -■Л -ао -2.0

1.6 1.5 2.1 .02 -0.2 -1.6 -.22 -íae -.22 -4.0 -2.6 -1.7

.02 0.1 -0% -.06 -г 8 -.24 -.25 -5.1 -.13

0.9 0.4 -.02 -0.8 -1.7 -а 8 -4.9 -.18 -а 9 -а г

-0.9 -.06 -2.1 -.14 -а 7 -.19

-.03 -0.2 -.07 -.10 -аз

-01 -02 -03 -04 -05 -06 -07 -08 -09 -10 -11 -12 -13 -14 -15

Риг. 4.

^квн^та^о^нрсительного ggHegpoBjçeggrara и температуры на вьводе из TBC ùT

нил в шсгивную зону энергетического реактора типа ВВЭР-1000; разработаны новые методы определения динамических характеристик датчиков, поправки на запаздывающую составляющую тока детектора и расчета реактивности, которые применяются для определения реактивности на основе сигналов внутризонаых ДПЗ.

С помощью этих методов можно использовать сигналы ДПЗ в режиме оп-Ппэ для получения значений безынерционного распределения плотности мощности и контроля за мгновенной реактивностью в активной зоне реактора ВВЗР-1000.

Теоретические исследования по трехмерной динамике, зависящего от времени поведения плотности нейтронного потока при возмущении реактивности, качественно подтверждают измеренные пространственные' эффекты. Количественное сравнение возможно при проведении дальнейших расчетов по трехмерной программе с заданием точных данных и условий проведения эксперимента. 3 этом случае было бы возможно проведение оценки и юстировки, используемся в настоящее время при эксплуатации реактора программы БИПР.

Основные результаты проведенных исследований представлены на рис. о.

В ходе физических экспериментов по определению темпэратурного коэффициента реактивности (ТКР) методом "малых возмущений" на реакторе ВВЭР-1000 выявлена неодинаковая реакция систем контроля реактора, имеющих Енутриаонное и внезонное" расположение детекторов нейтронного потока. При определенных концентрациях борной кислоты в теплоносителе 1 контура в процессе увеличения температуры холодных ниток петель наблюдается рост мощности реактора по данным штатной аппаратуры контроля АКНП-3 и реактимэтра, т. е. систем, детекторы которых расположены за корпусом реактора. По данным СЕРК на основании показаний датчиков петлевого термоконтроля и ДПЗ происходит снижение мощности реактора. Проявление эффекта, названного "терданейтронным", было исследовано для различных концентраций борной кислоты и уровней мощности реактора ВВЭР-1000 и реакторов ВВЗР-440. Наглядным примером выявленного эффекта служат результаты эксперимента по исследованию изменений параметров ВВЭР-1000 при ступенчатом сбросе электрической нагрузки на 200 МВт, представленных на рис. 2.

ПЬ данным АКНП-3 фиксируется возрастание мощности реактора со

чомор ТВС номер КНИ ^

и

а

мг

М_и

12!.

{,г

ж

а)

е, т 9 &Д5 № и 3 а и

< ю £ 6 3 X А д! л с г

Я

ОМ 0.00

II -0.02

о

го 40 бо ¿.с

б)

60 1С

¿о «о во ¿с

д)

Я

о.ог т -0.01-

. аог о.оо -0.02

го «о во ¿.с

Г)

ео бо во ^с

е)

Риг.5. Демонстрация ПЭР в исследованиях методом 'малых" возмущений

я) схема расположения найтронно-иэмерителыадх каналов (КШ) в активной зоне, "пере-.есенных" в сектор симметрии 30";

Реактивность рассчитанная:

б) по вноиним ионизационным камерам:

в) по КШ !>'■ 0; г) по КНИ № 5;

д) по ДПЗ, расположенным на пысоте 6 слоя в КШ;

е) го ДПЗ, расположенным но высоте б слоя в КШ,

———• рассчитанная реактивность; ------ —• гяобальнгп репктиЕЛЮсть,

О

скоростью 140 МВт/мин. Реактиметр в это время фиксирует ввод положительной реактивности. Показания этих двух систем свидетельствуют о наличии положительного ТКР,

В то же время детекторы петле загс термоконтроля СЕРК "Гикду-куи" регистрируют снижение мощности реактора со старостью 55 Жг /мин, а по данным ДПЗ - со скоростью 35 МВг/мки. Следовательно, внутризонкые детекторы фиксируют наличие отрицательного ТКР, что и соответствует действительности.

В случе же холодной аварии реакция будет обратной, а именно:

- активная зона вследствие проявления отрицательного ТКР будет увеличивать мощность;

- статная система измерения реактивности, вследствие увеличения плотности теплоносителя в кольцевом зазоре между активной зоной и корпусом реактора и снижения прозрачности его для замедляющихся нейтронов будет фиксировать сшиение нейтронной мощности и веод отрицательной реактивности.

Таким образом, переход на внутригонкле нейтронные детекторы позволит создать работоспособную в переходных и аварийных режимах систему измерения реактивности, снимет существующие в настоящее время ошибочные ограничения на эксплуатационные режмы и повысит безопасность эксплуатации энергоблоков с реакторами ЕВ?^.

Природа ТКЭ заключена в том, что .отождествление уровня мощности реактора и величины потока тепловых нейтронов в серпенте-нптовой защите (где расположены каналы ионизационных камер) справедливо только при неизменных г-'амедляющих и поглощающих свойствах яелезо-водной защиты (ЕЕЗ), а также конфигурации поля энерговыделения в активной зоне. Изменение сзойств Х23 при изменении теютературы холодных ниток петель, давления и концентрации поглотителя в теплоносителе 1 контура рлияет на утечку ярйтроноз

реактора, которые служат источником для образования тепловых нейтронов в серпентенитовой-защгсе, регистрируемых ионизационными камерами. Изменение утечки нейтронов искажает информацию, регистрируемую детекторами, расположенными за корпусом реактора, о величине и знаке реакции активной- зоны на внесенное везмущениз.

Для повыкения достоверности информации об эффектах реактивности активной зоны и была проведена разработка измерительных схем реэктимэтрсв на основе внутривенных детекторов.

Реалпза"ия данного направления является актуальной также в связи с тем, что в рамках выполнения "Сводных мероприятий по по-. выленлю надежности и беэопас..ости действующих и строящихся энер-гоблотов с реакторами ВБЗР" проводится разработка и оснащение энергоблоков ЕВЭР штатными системами измерения реактивности. Однако, разработка таких систем намерения реактивности все еще ведется на основе применения ьнезонных нейтронных детекторов.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ РАБОТЫ

1. Предложен метод определения координат детекторов нейтронного потока, сигнал которых в наименьшей степени подвержен влиянию ПЭР.

2. Разработаны методы и алгоритмы определения динамических ' параметров ДПЗ, а также параметры корректора тока ДПЗ.

3. Разработан алгоритм определения реактивности реактора га основе сигналов ДПЗ СВРК.

4. Впервые представлены результаты исследований по пространственной зависимости реактивности при введении возмушрния в активную зону реактора ВВЭР-1000.

5. Наиболее значительным фактором, влияющем на возникновение и формирование перераспределения энерговыделенпя в активной зоне является изменение мощности реактора.

С. Допустима эксплуатации энергоблока на уровне мощности 90 X при одном опущенном в крайнее нижнее положение ОР СУЗ.'

7. Определены реальные значения ТКР в течение трех топливных загрузок реактора ВВЭР-1000.

8. Изучена природа проявления ТЕЗ на реакторах ■ ВВЗР-440 и ЬВЗР -1000

9. Исследование ТНЭ показали на необходимость использования в птагных системах измерения реактивности реакторов БЗЭР внутри-зоннгс' детекторов нейтронов.

10. Проведен комплекс экспериментально-расчетных исследований по определении параметров ¿перераспределения и реактивности в различных режимах работы реактора ВВЭР-1000.

- 21 - о

ОСНОЕНОЕ СОДЕРЖАНИЕ ДИССЕРТАЦИИ ОПУБЛИКОВАНО В РАБОТАХ:

1. Еорксешсо ВН., Сидорук Н. II Изтоды и средства измерения реактивности. Киев: Общество "Знание" УССР. 1988,-21.

2. Еорпсешх В. И., Головач А. II, Грииевич Ф. А., Лукьякец а а , Сидору;: ЯII Тесретпч&скнэ и практические вопросы моделирования шшетпки ядерных реакторов. Киев: Препринт ЯШ 88-42. 1983,-33.

3. Бережный а а ! Вррисенко а И., Дукьянец а а , Папащешсо И С. , Сидорук II11 Особенности измерения реактивности агаивноЛ зоны реакторов ВБЭР. - В кн. Нейтронно-физические проблемы безопасности ядарно-знергетичеашх установок. (Тезисы докладов VI Всесоюзного семинара по проблемам физики реасторсв. йст, 4-В. 09. 1989 Г.) - II: ЦНИПатомшзформ. 1989,-204.

4. 1>орпсек!«з В. II Определение ядерно-кинетических параметров активных зон энергетических реакторов. - В кн. Сборник тезисов IV Всесоюзной гколы-сеьтнара "Актуальные физико-технические проблемы энергетики" , 1йсква, декабрь 1939 г. !,1: Изд-во МВТ АН СССР. 1939,-79. '

5. Еорисенко а 51, . Головач А. 11, Герасько а II и др. Оиэико-технические решения проектирования системы контроля состояния активных масс в "ловуске" реактора АЗС-83. Киев: Препринт ШГО1-90- 1С. 1990,- 41.

6. Еерпсенко ал., Бережный а а Определение ядерда-фигическмх характеристик активной зоны ядерного реактора. Киев: Общество "Знание" УССР. 1990,- 19.

7. Еорисенко Е Л., Бережный а Е , Панащенко II С. Определение температурного коэффициента реактивности реактора ВВЭР-1000. - В ¡ш. Внутренняя безопасность ядерно-энергетпчесгах установок. (Тезисы докладов VII Всесоюзного семинара по проблемам физики реаетороз.' Москва, 3-7.09.1991 г.) У.:ЦНИИатоминформ. 1991,-148.

0. Борисечко ЕЛ, Бережный ЕЕ, Лукьянец'ЕЕ, Панащенко Н. С , Сидорук Н. И , Доглин ¡0. Л. Научно-технические аспекты создания системы определения реактивности реактора ВЕЗР-1000 на основе внутризошшх детекторов. См. С 7], с. 151.

9. Борисенко Е Л , Бережный Е Е , Панащенко Е С. Особэинссти контроля нейтронного потока при изменении параметров реактора ВВЗР-1000. См. [7], с. 262.