proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Атомный год 2017
  Агентство  ПРоАтом. 22 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
На ГХК открытые бассейны с РАО засыпают грунтом. Ваше отношение?
Поддерживаю такой способ изоляции
Допускаю при научном обосновании
Нужно РАО извлекать, в емкости и в хранилище

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышла в свет книга воспоминаний Михаила Владимировича Шавлова. Авторитет инженера, технического специалиста был в то время в стране на самом достойном уровне, поэтому и страна развивалась высочайшими темпами.
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[18/05/2007]     Современное построение аппаратуры контроля нейтронного потока

А.М.Гусаров, ЗАО «СНИИП-СИСТЕМАТОМ»

1. Проблемы, которые требовалось решить

Практически безынерционная информация о состоянии активной зоны реакторов типа ВВЭР, получаемая от аппаратуры контроля нейтронного потока АКНП, делает эту аппаратуру основным средством для управления работой ректора, обеспечения его безопасной эксплуатации во всех режимах – при загрузке и перегрузке топлива, пуска из подкритического состояния, набора мощности, работы в энергетическом режиме и останове.

Экономически более эффективные реакторные установки повышенной мощности (1000 МВт и более) накладывают специфические требования к контролю их работы из-за высокой энергонапряженности топлива, значительных деформаций энергораспределения при перемещении органов регулирования, за счет ксеноновой нестабильности и из-за выгорания топлива.

Увеличение ресурса работы реакторной установки до 40-50 лет потребовало на порядок уменьшить поток нейтронов на корпус реактора. В этой связи в такой же мере уменьшилось значение потока нейтронов на датчики АКНП, устанавливаемые вне реактора в каналах биологической защиты, и определило нижний предел диапазона контроля 0,05 н/см2•с.

Неоптимальное решение по выводу каналов ИК внутрь контайнмента, увеличило длину кабелей от детекторов до предусилителей до 150 м; а к блокам детектирования предъявлены более жесткие требования работоспособности в условиях малой и большой аварии, повышена жесткость электромагнитной совместимости.

Если учесть, что за последние 10-15 лет не были разработаны ни новые детекторы, ни радиационно-стойкие кабели для таких условий, то все возникающие проблемы были решены только за счет возможностей схемотехники регистрирующих трактов, использования новейших комплектующих радиоэлементов и широкого внедрения средств вычислительной техники.

Была разработана новая технология для контроля мощности и энергораспределения на основе сигналов внереакторных детекторов. При этом традиционные функции АКНП – контроль и защита реактора по нейтронной мощности и периоду – были дополнены новыми функциями, которые реализуют:

- контроль и защиту реактора по мощности с учетом энергораспределения в активной зоне, положения управляющих групп и температуры теплоносителя в опускном участке;

- контроль аксиального энергораспределения;

- контроль реактивности в диапазоне изменения мощности от минимально контролируемого до номинального уровня с учетом пространственных эффектов;

- контроль и защиту по нарушению допустимых пределов энергонапряженности топлива (линейное энерговыделение) и запаса до достижения критических тепловых нагрузок;

- контроль фиксации внутрикорпусных устройств по результатам фазочастотного анализа флуктуаций сигналов внереакторных датчиков нейтронного потока.

2. Технические решения проблем

В современных АКНП сохранена традиционно принятая структура построения, в которой реализована ниточная структура построения каналов контроля и защиты, когда каждый измерительный канал функционально независим от других по формированию сигналов защиты, аппаратные средства выполнены на “жесткой логике”. Функции измерения и обмена информацией с другими системами осуществлены с применением средств вычислительной техники, которые одновременно обеспечивают контроль исправной работы измерительного канала. Обрабатываемые сигналы трактов защиты и информации гальванически разделены и не влияют на работу друг друга. Вместо микросхем средней степени интеграции, ранее применяемых в трактах формирования сигналов защиты, использованы индустриальные программируемые логические интегральные схемы ПЛИС, имеющие высокие эксплуатационные параметры и показатели надежности.

ПЛИС представляет собой матрицу элементарных логических вентилей, выводных контактов и схемы, обеспечивающие их коммутацию, управление вводом / выводом. В АКНП применены ПЛИС фирмы ALTERA семейства MAX 7000. Данные ПЛИС поддерживаются системой автоматизации проектирования MAX+plusII. С помощью САПР реализуются все требуемые функциональные соединения и осуществляется конфигурация преобразователей на выполнение требуемых функций.

Термин “программируемая” используется в данном случае только для указания технологического процесса зашивки в ПЛИС конкретной жесткой логической схемы, которая выполняет заданный алгоритм работы без управляющих команд какой-либо программы.

Функции измерения и обмена информацией реализованы на промышленных контроллерах и микропроцессорах, в данном случае применены модули Octagon Systems. Новое поколение аппаратуры нейтронного потока включает аппаратуру контроля энергораспределения и аппаратуру формирования защитных сигналов по локальным параметрам – максимальному запасу до кризиса теплообмена (DNBR).

Расширение функций АКНП не потребовало кардинальных изменений в составе технических средств. Использованы штатные датчики нейтронного потока, температуры теплоносителя на входе в реактор, положения органов регулирования управляющих групп и давления в активной зоне. В шкафу АКНП добавлен один каркас функциональных узлов и блоков с функциями АКЭ-АЛЗ.

3
. Основные функции аппаратуры контроля энергораспределения

АКЭ используется для оперативного поканального контроля формы среднего
аксиального энергораспределения, его основных характеристик (коэффициента
неравномерности kz и аксиального офсета), мощности реактора и ее азимутального
распределения.

Вычисленные АКЭ значения используются для коррекции мощности,
измеряемой АКНП, для формирования сигналов защиты по превышению допустимых
значений локальных параметров, для оценочных расчетов характеристик аксиального
энергораспределения.

Количество каналов АКЭ соответствует количеству каналов АКНП. В своей работе
канал АКЭ использует сигналы детекторов рабочего диапазона соответствующего
канала АКНП, значение температуры на входе в реактор ближайшей к каналу
циркуляционной петли и положение групп органов регулирования.
Обработка информации в каждом канале производится по единому алгоритму,
включающему в себя:

- восстановление среднего по активной зоне высотного энергораспределения;

- расчет 0 TD0аксиального коэффициента неравномерности

- вычисление мощности реактора с учетом заранее рассчитанных поправочных
коэффициентов, учитывающих изменение утечки нейтронов из реактора за счет изменения температуры теплоносителя в опускном участке, изменение положения групп ОР и мощности реактора.

Для обработки данных в канале АКЭ используется следующий алгоритм:

- считываются значения выходных сигналов блоков детектирования нейтронного
потока;

- сигналы детекторов выравниваются и корректируются на поправку,
учитывающую нелинейность нормирующих преобразователей;

- сигнал датчика положения органа регулирования переводится в значение его
координаты;

- сигнал датчика температуры теплоносителя преобразуется в значение
температуры в градусах;

- вычисляется значение поправки, учитывающей влияние положения групп ОР
на сигналы детекторов;

- вычисляется значение поправки, учитывающей влияние температуры
теплоносителя в опускном участке корпуса реактора на сигналы детекторов;

- вычисляются значения коэффициентов, входящих в основную зависимость,
связывающую показания детекторов с энергораспределением;

- вычисляется значение коэффициента аксиальной неравномерности Kz в точках
{Z;i = 1,10} i , равномерно распределенных по высоте активной зоны;

- вычисляется аксиальный офсет;

- вычисляется значение тепловой мощности.

Диапазон корректировки мощности АКНП по сигналам АКЭ в настоящее время
ограничен значениями 0,04 – 1,06. При выходе коррекции за эти пределы АКНП
отключает коррекцию из АКЭ.

При работе реакторной установки на мощности в рабочем поддиапазоне
проводится автоматическая корректировка значений мощности Nакнп (Nакнп=Kf*(Fв+Fн)/2), на коэффициент коррекции Ккорр, учитывающий форму энергораспределения по высоте АЗ, температуру теплоносителя, положение групп ОР.
Полученное в результате коррекции значение мощности Nкорр (Nкорр= Nакнп* Ккорр), является выходным значением мощности аппаратуры контроля нейтронного потока.
Структурная схема измерительного тракта с коррекцией показаний АКНП приведена на рисунке 1.


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»
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Приборостроение
· Новость от PRoAtom


Самая читаемая статья: Приборостроение:
Приборы дозиметрического контроля производства АЭХК

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 5
Ответов: 2


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 2 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Современное построение аппаратуры контроля нейтронного потока (Всего: 0)
от Гость на 18/05/2007
Если можно, приведите данные по ТАЭС.
1. При работе УРБ.
2. При работе ПЗ-1 с работой групп нумерацией менее 8.
3. Аналогичные режимы описанные в статье.

Вывод: расчет тепловой мощности реактора по АКНП с погрешностью в переходных режимах не более 2 % не может осуществляться.

По результатам заключения что нужно сделать? Отказаться от расчетов мощности по данным системы внутриреакторного контроля и теплотехнических измерений? Тогда подо что будем подгонять мощность по АКНП?
А в целом система хорошая. Вывод непонятный.


[ Ответить на это ]


Re: Современное построение аппаратуры контроля нейтронного потока (Всего: 0)
от Гость на 19/05/2007
 В статье приведены только выборочные режимы для демонстрации работы АКНП. Сомневаюсь, что для всех 11-ти режимов, перечисленых в главе 5 удалось поддтвердить вывод:  "подтвердили качественное и надежное
выполнение следующих функций:
- расчет тепловой мощности реактора с погрешностью в переходных режимах не
более 2 %". Дря режимов с работой УРБ наверняка нет. А при подъеме мощности с 1 до 75% или 100% тоже вряд ли удается без тарировки по Nакз.


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.07 секунды
Рейтинг@Mail.ru