Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
Подписываем
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:
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 .
Цель: Выбор оптимальных с точки зрения экономических параметров , картограмму загрузки АЗ, время до следующей загрузки , алгоритм движение стержней регулирования .
Задачи:
На основании полученных результатов выбираются нормальные режимы эксплуатации реактора на некоторый промежуток времени.
Цель: текущий контроль параметров состояния АЗ для поддержания рекомендованных значений (подогрев теплоносителя , коэффициент не равномерности энерговыделения , опр. Симметричности АЗ).
Основные этапы :
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:
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 :
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 .
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.
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:
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 .
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 .
Проверка работоспособности КНИ.
Если q/qj<5% то показания не действительны , ДПЗ не пригодны. q – отклонения максимального от среднего.
- Центральных <= 5%
- Периферийных <= 10 %
Шести кратная симметрия (3 орбиты , 6 секторов , 64 канала 6 в каждом).
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 .
4 условия деградации СВРК.
Программное обеспечения СВРК .
Два комплекта систем СМ-2М
Основные структуры ПО: программные , задачи , разделы .
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:
3 – раздел: физических расчетов . Выполняется по запросу или с задаваемой частотой , выполняется в фоновом режиме.
Задачи :
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.
Результаты вычислений : поправки адоптации и сечения деления в призме и в материальном параметре .
Экспериментальное определение характеристик безопасности эксплуатации реактора .
Цель исследования .
Документы регламентирующие цели :