 
|
Современное построение аппаратуры контроля нейтронного потокаА.М.Гусаров, ЗАО «СНИИП-СИСТЕМАТОМ» Рисунок 1. Структурная схема измерительного тракта с коррекцией показаний АКНП Для реактора типа ВВЭР-1000 по высоте реактора установлены три детектора. Одно из важнейших требований при установке – детекторы размещаются так, что сигнал среднего детектора не зависит от офсета. Кроме того, сигналы детекторов, расположенных в одном канале, не должны отличаться между собой более, чем на 10% при нулевом значении офсета. Это достигается изменением коэффициентов нормирующих преобразователей. Основными факторами, влияющими на показания АКНП, являются аксиальное и радиальное энергораспределение, изменение распределения потока нейтронов в процессе выгорания топлива и температура слоя теплоносителя в опускном участке реактора, а также форма бетона, разделяющего канал ИК и корпус реактора. Положение детекторов и состав среды, в которой они расположены, также влияют на величину сигнала, однако они практически не меняются в процессе эксплуатации. Целью создания аппаратуры контроля энергораспределения является учет вышеперечисленных факторов для повышения точности вычисления мощности АКНП. 4. Аппаратура защит по локальным параметрам Превышение допустимых величин параметрами, характеризующими местную тепловую напряженность топлива и недопустимое ухудшение условий теплосъема условно названы защитой по локальным параметрам. В современных АКНП реализован контроль и предупредительная защита по нарушению предельных значений линейного энерговыделения QL и запаса до кризиса теплообмена DNBR, Указанная функция реализована в соответствующих микропроцессорных блоках на основе поступающей информации об энергораспределении, теплогидравлических характеристиках реактора, циркуляционного контура и полученных корреляционных зависимостей, используемых при расчетах указанных характеристик. На рисунке 2 приведена реализованная в современных реакторах структура АКНП. В докладе Камышана А.И. рассмотрено более подробно функционирование и теоретическое обоснование аппаратуры контроля энергораспределения и локальных защит. В настоящем докладе остановимся на результатах внедрения аппаратуры, работающей в штатном режиме на третьем энергоблоке Калининской АЭС.  Рисунок 2. Реализованная в современных реакторах структура АКНП 5. Результаты работы АКЭ-АЛЗ на третьем блоке Калининской АЭС На третьем блоке Калининской АЭС на период освоения мощности было обеспечено ведение архивов АКЭ-АЛЗ для последующего сравнения с архивными данными СВРК. При оценке точности показаний АКНП мощность, вычисленная АКНП, сравнивалась со средневзвешенной мощностью реактора Nakzakz. Во время освоения мощности проводилась оценка работы АКЭ-АЛЗ в следующих режимах работы блока: - Подъем мощности до 50% от Nномном; - Возбуждение аксиальных ксеноновых колебаний; - Останов действием предупредительной защиты; - Подъем мощности до 75% от Nномном; - Последовательное отключение 2-х смежных ГЦНА и разгрузка блока; - Сброс группы ускоренной разгрузки блока; - Разгрузка при посадке стопорных клапанов; - Работа в стационарном режиме; - Одновременное отключение 2-х противоположных ГЦНА и разгрузка блока; - Последовательное погружение и подъем всех групп органов регулирования; - Подъем мощности до 100% от Nномном. Наибольший интерес представляют три режима работы РУ: 5.1. Работа реактора в стационарном режиме на уровне мощности 100% от номинальной мощности. На рисунке 3 приведены значения мощности АКНП без коррекции (Nакнпакнп), корректированной мощности (Wcorcor) и средневзвешенной мощности реактора Nakzakz и положение рабочей группы органов регулирования (H10).  Рисунок 3. Изменение мощности в стационарном режиме работы реактора На рисунке 4 приведен график изменения аксиального офсета в аналогичный период времени.  Рисунок 4. Изменение аксиального офсета в стационарном режиме работы реактора Из графиков видно, что с 5:30 до 8:00 происходил постепенный подъем рабочей группы с 78 до 91%, что привело к изменению аксиального офсета с -8 до -1 и к изменению некорректированной мощности на ? 2,5%. При этом корректированная мощность, учитывающая поправку на положение группы ОР, соответствует тепловой мощности с погрешностью не более 0,3%. Далее происходило погружение группы - разница между некорректированной мощностью и тепловой сокращается. Таким образом, видно, что во время работы реактора в стационарном режиме учет положения рабочей группы органов регулирования при вычислении мощности АКНП позволяет максимально приблизить показания корректированной мощности АКНП к тепловой мощности. 5.2. Разгрузка реактора с 50% до 20% от номинальной мощности и последующий подъем мощности до 50%. Разгрузка реактора инициировалась аппаратурой разгрузки и ограничения мощности (АРОМ) по значению корректированной мощности, принимаемой от АКНП, в отличие от ранних моделей АРОМ, которые вычисляли тепловую мощность с учетом перепада температур холодной и горячей ниток (?t). Было проведено испытание системы управления и защиты реактора при посадке стопорных клапанов. АРОМ должна была обеспечить разгрузку реактора до 20% от номинальной мощности. Производилось погружение рабочей (10-й) и 9-й групп ОР СУЗ (рисунок 6). АКНП при разгрузке обеспечила точность показаний мощности для АРОМ с погрешностью, не превышающей 1% относительно Nakz. При подъеме мощности наблюдалось отклонение некорректированных показаний АКНП от Nakz из-за значительного высотного перераспределения мощности на 2-2,5%, при этом показания корректированной мощности соответствовали Nakz с погрешностью не более 0,5% (рисунок 5). В связи с тем, что коррекция показаний АКНП применялась впервые, было принято решение искусственно ограничить коррекцию на уровне 6% (т.е. коррекция осуществляется между значениями 0,94*Nакнп?Wcor?1,06*Nакнп). Вследствие этого возникал недостаток величины коэффициента коррекции (см. рисунок 5, график в интервале от 12:00 до 12:30).  Рисунок 5. Изменение мощности при посадке стопорных клапанов  Рисунок 6. Изменение положения органов регулирования при посадке стопорных клапанов 5.3. Разгрузка реактора с 75% до 37,5% от номинальной мощности. Разгрузка инициировалась АРОМ при проведении испытания по одновременному отключению двух противолежащих главных циркуляционных насосных агрегатов (ГЦНА). АРОМ должна была обеспечить разгрузку реактора до 37,5% от номинальной мощности (рис. 7). При разгрузке производилось погружение 10-й и 9-й групп ОР СУЗ (рис. 8).  Рисунок 7. Изменение мощности при отключении 2-х ГЦНА Из графика (рисунок 7) видно, что после разгрузки разница в показаниях некорректированной мощности и мощности Nakz составляла 5,5%. При этом корректированная мощность АКНП отличалась от Nakz на 1,5%. На рисунке 9 приведены результаты вычисления АКЭ значения аксиального офсета по сравнению с АО, вычисляемым системой внутриреакторного контроля. Из графика видно, что АОакэ отличается от АОсврк не более, чем на 7% за исключением режима, когда мощность реактора упала ниже 40%.  Рисунок 8. Изменение положения органов регулирования при отключении 2-х ГЦНА  Рисунок 9. Изменение аксиального офсета при отключении 2-х ГЦНА Для демонстрации работы АЛЗ так же выбран режим одновременного отключения двух противолежащих ГЦНА со снижением мощности до 37,5%. В связи со снижением мощности и деформацией аксиального энергораспределения должно измениться значение максимального по активной зоне линейного энерговыделения, а так же произойти заметное снижение запаса до кризиса теплообмена. Рисунок 10 отражает практические результаты расчета максимальных значений линейного энерговыделения (ql) в системе внутриреакторного контроля (СВРК) и в АЛЗ. Различия в значениях до отключения ГЦНА и характер их изменения (соответствие динамики изменения ql и мощности) говорят в пользу корректности вычисления ql аппаратурой локальных защит. Рисунок 11 отражает полученные при испытании результаты вычисления запаса до кризиса теплообмена (DNBR) в СВРК и АЛЗ. Видно, что АЛЗ демонстрирует снижение значения DNBR из-за разности скоростей снижения мощности и расхода теплоносителя. В вычислениях СВРК этот эффект не учтен. Постоянное значение DNBR, вычисляемое АЛЗ после переходного режима, объясняется тем, что в вычислительный модуль введено ограничение на вывод информации при превышении DNBR значения 9,99.  Рисунок 10. Изменение значения линейного энерговыделения при отключении 2-х ГЦНА  Рисунок 11. Изменение значения запаса до кризиса теплообмена при отключении 2-х ГЦНА 5.4. Заключение Испытания современной модификации АКНП в процессе освоения мощности на третьем энергоблоке Калининской АЭС подтвердили качественное и надежное выполнение следующих функций: - расчет тепловой мощности реактора с погрешностью в переходных режимах не более 2 %, а в стационарных – не более 0,5% относительно средневзвешенной мощности Nakz в рабочем диапазоне; - расчет аксиального офсета с погрешностью не более 10% относительно аксиального офсета, вычисляемого СВРК; - расчет значений локальных параметров (ql и DNBR) и формирование сигналов защиты при превышении уставок значениями этих параметров; Контроль производится с высоким быстродействием (каждый рабочий цикл – менее 100 мс) и выгодно отличается своей безынерционностью от систем, выполняющих расчеты по данным системы внутриреакторного контроля и теплотехнических измерений. "Системы ядерной и радиационной безопасности", презентационный диск ЗАО «СНИИП-СИСТЕМАТОМ» |
|
|
||
