Использование в них тесной решетки является неизбежным следствием использования в качестве замедлителя

Работа добавлена на сайт samzan.net:

Информационное обеспечение эксплуатации АЭС.

Физические особенности ВВЭР.

Во многом определяется тесной решеткой , это когда (средней путь нейтронов в замедлители ) \  (длина свободного пробега в этой же среде) < 1.

Использование в них тесной решетки является неизбежным следствием использования в качестве замедлителя воды и ее нейтронною физические свойства  , сечения поглощения нейтронов водой чем у других замедлителей .

Замедляющая способность воды в 20 раз больше чем у других  например (B,C).

Логарифмического декремента затухания хватает чтобы для малого объема воды обеспечить достаточно малую вероятность поглощения нейтронов в процессе замедления до тепловой энергии.

Тесное расположение ТВЭЛов приводит к тому что максимальный спектр нейтронов смещается в область более высоких энергий (более жесткий спектр).

Жесткий спектр приводит к тому что большая часть делений происходит на Уране 238.

Относительна велика вероятность нейтронов резонансных энергий вылетающих из блока испытать первое столкновение в одном из соседних блоков , т.к. минимальное расстояние между ТВЭЛоми в 2 раза меньше длины свободного пробега нейтронов резонансных энергий в воде , приводит к тому что спектр падающих на них нейтронов будет обеднен нейтронами резонансных энергий .

Особенно большую роль в процессе деления и захвата, под тепловыми нейтронами играет при больших выгораний топлива , когда накапливается большое количество Pu 239 имеющего резонансы в этой области энергий.

Сечение поглощение в ячейки всегда больше сечения (а) чистой воды , поэтому для ВВЭР характерны малые значения длин замедления для тепловых нейтронов . В следствии этого при нарушение однородности решетки (появление водных зазоров м\у кассетами) наблюдается всплеск потока нейтронов , что приводит к деформации поля энерговыделения . Это важно при компоновки АЗ , и при перегрузках.

Большой диапазон изменения температурного, плотностного и мощстностного  эффектов реактивности при разогреве реактора , его выхода на мощность и останове.

Эффекты реактивности рассчитываются для трех состояний – холодное , горячие и рабочее.

Абсолютное изменение реактивности для управление реактором .

(Дельта ро (т)) = 0,013 (N = 0 -100 %)

при изменении температуры , изменении мощности от 0 до 100 %

(Дельта ро (тн)) = 0,014 (N = 0 -100 %)

при изменении температуры теплоносителя

(Дельта ро (Хе)) = 0,015

компенсация отравления Хе и Sm

(Дельта ро ()) = 0,002

компенсация на изменение паросодержания в АЗ

(Дельта ро (ст)) = 0,012

запас при срабатывание АЗ если один стержень зависает

(Дельта ро (нп)) = 0,01

необходимая подкритичность достигаемая при срабатывание АЗ.

Так как точность расчетов 20 % то вес нашей защиты  = 0,079

Чтобы реактор проработал  7000 часов и при этом была достигнута В  =  40 (Мвт*сут)/(кгU), нам необходимо запас реактивности  = 0,13, таким образом получаем что полная эффективность СУЗ = 0,2

Режимы перегрузки.

Определяются:

1.  Получение заданной глубины выгорания при меньшем обогащения топлива подпитки .
2.  Выравниванием тепловыделения по радиусу .

Осуществляется зонный режим перегрузки (3- х годичный ). С загрузкой свежих ТВС в периферийную зону , там они год , перегрузка, они перемещаются в среднею зону , еще год , центральная зона , год , выгрузка .

Наиболее ответственный первый пуск реактора , расчетным образом имитируется среднее состояние ТВС в зоне . Загружают ТВС разного обогащения .

Коэффициенты неравномерности .

По кассетам    Kq = 1.35

По высоте    Kz = 1.47

По ТВЭЛу   Kk = 1.16

К = 1,15 – Запас на технологические допуски и не точности расчетных методик.

К = 1,08 – Запас на не точность поддержания мощности, отклонения от номинального давления , температуры выхода и расхода через реактор.

Полный коэффициент  - Kv = 2.9 – c начала компании  Kv = 2.2 – на конец компании .

Основные этапы и задачи эксплутационных расчетов .

1.  Прогнозирование
2.  Оперативные .

1.  Прогнозирование .

Цель: Выбор оптимальных  с точки зрения экономических параметров , картограмму загрузки АЗ, время до следующей загрузки , алгоритм движение стержней регулирования .

Задачи:

1.  Определение пространственно энергетических распределения нейтронов и зон его распределения во времени .
2.  определения изменения состава АЗ.
3.  Выбора оптимального с точки зрения критериев , картограммы загрузки АЗ.
4.  Определение эффективности органов регулирования во время все компании .
5.  определения алгоритма движения стержней регулирования , закономерности изменения концентрации бора в теплоносители , в течении компании .

На основании полученных результатов выбираются нормальные режимы эксплуатации реактора на некоторый промежуток времени.

1.  Оперативные .

Цель: текущий контроль параметров состояния АЗ для поддержания рекомендованных значений (подогрев теплоносителя , коэффициент не равномерности энерговыделения , опр. Симметричности АЗ).

Основные этапы :

1.  Обеспечение нейтронное физических расчетов (самое главное ).
2.  Расчет пространственно энергетического распределения потока и энеговыделения .
3.  Расчет изменения нуклидного состава в двух вариантах .
4.  При расчете критичности реактора определяют длительность компании .
5.  Определяют детальный нуклидный состав выгружаемого из реактора топлива

В целях упрощения вычислений используют метод эквивалентной решетки.

АЗ разделяют на однородные зоны  по своему составу , и каждая зона компонуется из элементарных  ячеек одного состава : 1 – топливо , 2 – конструкционный материал , 3 – теплоноситель .

Выбор эквивалентной ячейки основывается на предположениях:

1.  Возможность расчета по ячейки не зависимо от расчета по реактору в целом
2.  Физическая симметрия ячейки => равенство потоков в центре и на границе .

Условие эквивалентности : скорость всех  видов взаимодействия нейтронов с ядрами в элементарной ячейки  =  скорости всех  видов взаимодействий в реальной среде .

Трехмерная диффузионная программа БИПР .

Задачи решаемые программой :

1.  Расчет состояния реактора  - для данного состава Азии положения органов регулирования , рассчитываются Keff , трехмерное распределения плотности потока нейтронов , трехмерное поле энерговыделения , температура теплоносителя из каждой ТВС . Определяют коэффициент реактивности : по мощности , t теплоносителя , t топлива ,плотности теплоносителя .
2.  Расчет критичного состояния реактора  - для заданного состава АЗ и положения органов регулирования определяются характеристики зоны , затем с помощью органов регулирования изменяют положения стержней или жидким поглотителем имитируется вывод в критическое состояние .
3.  Расчет эффективности органов регулирования  - имитируется , с первой извлечения опущенных первоначально в зону рабочих групп ОР. Вычисляется Keff при различных положения групп . При этом концентрация ксенона может либо задаваться , либо приниматься равновесной соответствующей заданному состоянию реактора .
4.  Расчет выгорания – энеговыделение считается неизменным с заданным шагом по времени , рассчитывается выгорание топлива , критичность во времени поддерживается за счет изменения концентрации Бора или перемещением ОР . Рассчитывается изотопное изменение , концентрация ксенона соответствующее среднему уровню мощности .
5.  Расчет нескольких компаний реактора -  позволяет определить стратегию перегрузок и добиться оптимального значения выгорания .
6.  Расчет Хе переходного процесса  -  задается график изменения мощности , считается что состав топлива , кол. Шлаков , содержание прометия  и самария неизменно , меняется только концентрация Хе в переходном процессе .

Алгоритм кода БИПР .

Система двух групповых диффузионных уравнений .

Распределение потока нейтронов асимптотическое .

Решается уравнение Гельмгольца .

Константа ТВС , АЗ  находятся как среднее по асимптотическому спектру нейтронов которое устанавливается в критическом состоянии .

Уравнение Гельмгольца рассчитывается с учетом внешних  и внутренних итераций где используется 9 – точечный шаблон . Расчетные узлы совмещаются с центральными сборками .

Оперативная информация и оперативные расчеты.

Система внутри реакторного контроля.

Основное назначение – обеспечения безопасной и экономичной эксплуатации реактора , в энергетических диапазонах мощностей ,путем сбора подготовки и представления информации оператору о состояние АЗ.

Структура системы :

Датчики ,Информационно измерительная аппаратура ,Вычислительный комплекс ,программное обеспечение , оператор (БЩУ)

Датчики преобразуют физические параметры в электрические сигналы , сигналя поступают в информационную аппаратуру ,где они переводятся в исходные параметры , отбраковываются (исключаются не достоверные), часть важных параметров поступают на БЩУ ,часть на вычислительный комплекс где и обрабатываются (теплофизические и нейтронно-физические расчеты  ) далее поступают к оператору. Вычислительный комплекс и ИИА управляются с помощью  программного обеспечения которое в месте с соответствующим аппаратом реализует следующие выходные функции системы .

1.  Контроль основных параметров реактора т.е. проверка нахождения этих параметров в пределах заданных уставок и сигнализация  в случае выхода за уставки .
2.  Предоставление оператору информации о работе реакторной установки .
3.  Регистрация информации для получения протоколов и сводок .
4.  Накопление данных для ведения истории работы реактора .

Датчики СВРК.

Основной задачей является , контроль за энерговыделением в АЗ в процессе эксплуатации.

1. контроль энергораспределния  ДПЗ

2. система термоконтроля .

Датчик прямого заряда (ДПЗ).

Камера деления  - необходим внешний источник питания чтобы не было выгорания , радиотопы делают самовосстанавливающими U-235+U-234, цилиндр изготавливают из платины. Ресурс ~ 5 лет . Размер несколько мм.

Причины использования ДПЗ.

1.  Высокая надежность большой ресурс .
2.  Малые габариты (большое число датчиков можно разместить для детального описания энерговыделения ).
3.  ДПЗ не требуют внешнего источника питания .
4.  Хорошая воспроизводимость параметров.
5.   Отсутствие газового зазора .

Размещаются в специальных  каналах  в АЗ – центральной трубки ТВС .

Состоит – эмиттер , коллектор( нержавеющая сталь ), изолятор , дистанционный изолятор, сигнальная жила .

В эмиттере генерируется высокоэнергетические нейтроны , которые преодоливают изолятор достигают коллектора , величина которых пропорциональна плотность потоков нейтронов , в данном месте (~ силе тока ).

ДПЗ различают по быстродействию:

1.  Быстрые комптоновские КЭДН (комптоновско эмиссионные  детектор нейтронов).
2.  медленные -  Бета эмиссионные .

В первом случае сигнал формируется 2-х ступенчато . Ядром эмиттера захватывается нейтрон , ядро возбуждается , испускает каскад Гамма квантов и переходит на более низкий энергетический уровень . Гамма кванты рассеиваются на материале эмиттера (свободное рассеяние на электронах  ) и если энергии достадочно чтобы преодолеть изолятор то в коллекторе возникает ток . Они быстрые но имеют слабый сигнал (в 3 раза меньше чем Бета эмиссионные).

Во втором случае сигнал определяется Бета распадом дочернего ядра .

Критерии для выбора эмиттера .

1.  Сечение захвата нейтронов
2.  Энергия излучения испускаемая в результате захвата – сила сигнала .
3.  Период полураспада изотопа образующегося в результате активации ядер эмиттера – инерционность .
4.  Тепловые и механические свойства , радиационная стойкость – надежность .

Лучший по чувствительности Родий , но выгорает , Ванадий лучше по выгоранию но инерционный и большой вклад Гамма излучения (характеристика не линейна в большом диапазоне ).

У Родия широкий диапазон с линейными характеристиками его можно использовать до 75% выгорания . Его используют в ВВЭР , время  запаздывания ~ 1минута .

Детекторы объединены по 7 штук в каналы нейтронного измерения (КНИ). Всего 64 канала в АЗ, шаг по высоте 437.7 мм длина ДПЗ 250 мм .

Трубка КНИ запаяна и вставлена в центральный канал ТВС , длина трубки 11 м.

И экраны и сигнальные жилы , находятся по одну сторону . Фоновый ток составляет ~ 10% . Он  ~ длине сигнальной  жилы , ток образуется путем наведения высокоэнергетическими электронами проскакивающими сквозь детектор . Для уменьшения фона служит фоновая жила .

[qij] =[Мвт/м]

i – номер детектора 1…..7

j – номер канала  1….64

Погрешности определения с помощью ДПЗ.

Выгорания Эмиттера вызывает падения чувствительности  0,082 %

Неидентичность чувствительности  - 1%

Чувствительность  - 4%

Погрешность учета фонового тока – 2%

Погрешность образования термотоков – 1%

Погрешность измерения сигнала  - 1%

Среднеквадратичная погрешность – 5%

Недостатки ДПЗ .

1.  Небольшой выходной сигнал ~ 10 мкА
2.  Сравнительно  большая инерционность ~ 1мин – постоянная времени сигнала .
3.  Зависимость чувствительности ДПЗ от параметров зоны в месте установки датчика.

Проверка работоспособности КНИ.

1.  Проверка сопротивления излучения ДПЗ . R<10^5 Ом
2.  При работе реактора на стационарном уровне мощности в течении 10 минут производиться измерения показаний датчиков и определения отношения  q/qj.

Если q/qj<5% то показания не действительны , ДПЗ не пригодны. q – отклонения максимального от среднего.

1.  При работе реактора на стационарном уровне при равновесной концентрации Хе и симметричным расположением ОР , когда отсутствуют глобальные искажения поля энергораспределения то разброс симметрии ДПЗ

- Центральных <= 5%

- Периферийных <= 10 %

Шести кратная симметрия (3 орбиты , 6 секторов , 64 канала 6 в каждом).

1.  Идентификация, анализ правильности подключения . На 80% опускаются ОР 10 группа находиться в центре 1 кластер переводится на  нижний концевик вручную и смотрится поле , мощность 90%
2.  После срабатывания АЗ с мощности 40% от номинала , должно наблюдаться монотонное снижение сигнала в соответствии с их динамическими характеристиками и через  15 минут значение сигналов   ДПЗ должны быть не более 2% от исходного сигнала после переходного процесса .
3.  Основной метод оперативной проверки правильности , является метод :при работе реактора на мощности выделяется 12 каналов КНИ наиболее достоверных , т.о. чтобы охватить весь объем , затем корректируются физические расчеты по текущим показаниям . Расчет ведется по более худшим показаниям . Результаты сравниваются измеренные с 12 штук и с расчетом  без 2 штук . Если показания превышают : для центральных – 5%, для периферийных – 15%, то необходимо проверить работоспособность всей системы .

Температурные изменения .

Измерения теплоносителя на выходе из АЗ , всего 95 термопар , плюс 3 измеряют на выходе из Аз на уровне горячих патрубков . в каждой петли находится по 2 термопаре на холодных и на горячих участках (всего 16 ). На каждую пару термопар установлен термометр сопротивления , который имеет более высокий класс точности , и является эталонным по отношению к термопарам . Для первых реакторов использовалось ХК  - хромель-копелевые термопары наиболее чувствительные но под действие излучения градуированная характеристика меняется сложным образом . поэтому используют хромель-алюмелевые термопары (ХА) в 1.5 раза хуже ХК, но не реагируют на излучение .

В ВВЭР-1000 ТХА 2076

Постоянная времени = 20 секунд

Срок службы 6 лет

Погрешность измерения 1.5 градуса .

Диагностика подсистемы термоконтроля .

1.  Анализируется температура в петлях – разность показаний не должна превышать 1.5 градуса в термопарах  и в термометрах сопротивления в каждой петле .
2.  Информация на выходе из АЗ так же анализируется исходя из  шестикратной симметрии еще в 8 петлях.
3.  Учитывается погрешность термопар. Рассчитывается среднеквадратичное отклонение .

4 условия деградации СВРК.

1.  СВРК не способна выполнить функции при уменьшении сопротивления изоляции или повышения шумового сигнала . Производится анализ происшедшего цехом ТАИ.
2.  По причине поломки ДПЗ, число не контролируемых участков равно 35 , но не создает > 1-го полного не контролируемого азимутального контура .Если сохранено 90% термопар, предписывается не реже 1 раза в час проверять сигналы ионизационных камер , датчиков положения кластеров в неконтролируемых секторах, температура теплоносителя в горячей ветке в наиболее близкой к сектору и давление в контуре , мощность 90%.Не контролируется зависание кластеров , изменения расхода , нагрев элементов .
3.  Достигается если создается 2 азимутальных сектора не контролируется , при сохранении 90% термопар и при появлении признаков переходных процессов : либо при выходе из строя >10% но не более 50%, мощность должна быть снижена до 70%
4.  Отказ 3-х азимутальных секторов при сохранении 90% термопар мощность снижается до 50%. Если отказавших термопар больше 10% то реактор глушиться .

Программное обеспечения СВРК .

Два комплекта систем СМ-2М

Основные структуры ПО: программные , задачи , разделы .

1.  Автономная модель объединяющая функционально связуемые операционные языки.
2.  Задачи – набор последовательно выполняемых программ .Каждая задача имеет отдельный запуск и может выполнять . Контроль со стороны ОС, с другими задачами . Задачи объединены общей целью.
3.  Раздел объединяет несколько задач , разделы распределены по приоритетам .

Всего СВРК содержит 4 раздела .

0 – раздел : имеет наибольший приоритет , в нем находится ОС –АСПО, ДОС – 2 (агрегативная система программного обеспечения ).

ОС:  Обеспечивает работу комплекса в реальном масштабе времени , этот раздел выполняет задачи группового старта / рестарта разделов .

1 – раздел : Раздел оперативных расчетов . (РОР)

основные задачи .

1. опрос аппаратуры СВРК

2. обработка всех контролируемых переменных

3. архивизация событий

4. оперативный расчет параметров реакторной установки .

5. нормирование функционалов объемного поля  энерговыделения получаемого из раздела физ. Расчетов на текущую (тепловую) мощность реактора .

6. определяет режимы работы РУ .

7. корректировка режимных и отбракованных уставок.

2 – раздел : взаимодействие с оператором .(РВО)

Задачи:

1.  Вывод значений и протоколов на дисплей и центрального пульта управления , служба времени , вывод форматов на системный дисплей СВРК БЩУ, загрузка директив диалога .
2.  Задача связи УВС Титан (управляющая вычислительная система общая по блоку ), перекачка информации из и в Титан.

3 – раздел: физических расчетов . Выполняется по запросу или с задаваемой частотой , выполняется в фоновом режиме.

Задачи :

1.  расчет объемного поля энерговыделения  и его функционалов .
2.  расчет концентрации топлива
3.  расчет концентрации Хе , Sm, I
4.  Расчет выгорания топлива
5.  расчет для корректировки и адоптации нейтронно-физических параметров.

OFFSET: разница между низом и верхом АЗ и общей мощностью.

Раздел физических расчетов.

1.Синтез поля энерговыделения   -  получения величины энерговыделения в каждой        

призме  АЗ . ТВС делиться на 16 равных групп . Для расчета решается одногрупповое    уравнение диффузии методом конечных разностей на сетке , состоящих из центров призм. Определяется эффективный коэффициент размножения нейтронов.

2. Расчет коэффициентов математической модели АЗ

Корректировка нейтронно-физических параметров в местах расположения СУЗ , корректировка осуществляется за счет корректировки материальных параметров и сечения деления . Результаты расчета полное энерговыделения в АЗ, Keff в АЗ, энерговыделение в призме.

1.  Корректировка нейтронно-физической модели путем минимизации путем разбаланса между показаниями ДПЗ и восстановленным полем в месте расположения ДПЗ .

Результаты вычислений : поправки адоптации и сечения деления в призме и в материальном параметре .

1.  Пересчитывают токи ДПЗ в линейное энерговыделение
2.  Учет выгорания эмиттера (сколько времени , чем окружено ) .

Экспериментальное определение характеристик безопасности эксплуатации реактора .

Цель исследования .

1.  Экспериментальное исследование характеристик АЗ после перегрузки топлива в соответствии с требованиями ПБЯ РУ АЭС – 89.
2.  Сравнение полученных  результатов с проектными данными и результатами нейтронно-физических расчетов приведенных  в альбоме НФХ конкретной топливной загрузки .
3.  Выбор рекомендации по безопасной эксплуатации ЯУ.
4.  Получение информации для уточнения программ нейтронно-физических расчетов.

Документы регламентирующие цели :

1.  Общее положения обеспечения безопасности АЭС : ОПБ – 88/97
2.  Правила ядерной безопасности АЭС ПБЯ – 04 – 74 раздел 4
3.  программа ввода в эксплуатацию энергоблока .

1. Бабезиоз
2. Шпаргалка- Заболевания поджелудочной железы (панкреатиты)
3. Болгария
4.  Основателем науки география является- 1
5. 2 2 2 2 5 5 2 2 2 2.
6. Ольга (княгиня Киевская)
7. Она обеспечивает относительное постоянство внутренней среды организма
8. Проблемы бухгалтерского учета и их влияние на экономику предприятия на Украин
9. темах финансовому анализу и прогнозированию управлению кредитноденежной политикой и т
10. Реферат- Управление системой образования
11. Методика аппликационных работ с разными материалами в школе
12. Тема- Визуализация численных методов
13. Гипс.html
14. Простейший коллиматор представляет собой оптическую систему в виде зрительной трубы содержащую объектив
15. Шилке Афганистан У всех кто прошел через него там осталась частичка жизни
16. Америка Университеті КазахскоАмериканский Университе
17. Строительство торгового центра в Караганде
18. Лабораторная работа- Структуры и алгоритмы обработки данных
19. то День праздничный был и жарко страсть
20. Ленинградrdquo; Наш город расположен в устье реки Невы

Материалы собраны группой SamZan и находятся в свободном доступе