Стартовая >> Архив >> Генерация >> Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Экспериментальное определение характеристик реактора при физическом пуске - Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Оглавление
Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок
Классификация и основы устройства ЯППУ
Системы ЯППУ с водо-водяными реакторами
Механизмы и устройства, обеспечивающие работу ЯППУ
Устройство водо-водяных реакторов
Корпус и крышка водо-водяного реактора
Технологические каналы водо-водяного реактора
Органы управления и защиты водо-водяного реактора
Принципиальные схемы парогенераторов
Конструкционные схемы парогенераторов
Нейтронное поле в реакторе
Кинетика «холодного» реактора без учета запаздывающих нейтронов
Виды коррозии конструкционных материалов ЯППУ
Факторы, влияющие на скорость коррозии
Требования к воде контуров ЯППУ
Контроль за качеством воды
Технические средства обеспечения водного режима ЯЭУ
Физический пуск реактора
Экспериментальное определение характеристик реактора при физическом пуске
Теплотехнические проверки реактора
Эксплуатационные режимы ЯППУ
Эксплуатационный пуск реактора и разогрев ЯППУ
Работа ЯППУ в нормальных условиях эксплуатации
Выключение реактора и расхолаживание ЯППУ
Аварийные режимы, обусловленные высвобождением реактивности
Аварии со снижением циркуляции теплоносителя и рабочего тела
Средства обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ
Реактор ИР-100
Уран-водные экспериментальные сборки
Аппаратура для исследований
Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора

Градуировка органов управления реактора.

Для нормальной эксплуатации ядерного реактора и обеспечения его безаварийной работы эффективность органов управления должна иметь определенные значения, устанавливаемые на основании требований ядерной безопасности. -Показателями этой эффективности у групп стержней АР являются кривые их интегральной эффективности, а у стержней АЗ — физические веса ,всех групп, каждой из групп и различных сочетаний этих групп при зависании в верхнем положении части стержней АЗ.
Операция измерения дифференциальной или интегральной эффективности органов управления называется их градуировкой или калибровкой. Определение физического веса поглотителей называется взвешиванием. Имеется довольно много (более десяти) различных методов градуировки и взвешивания, основанных на тех или иных физических закономерностях. Ниже рассматриваются лишь те методы, которые находят наиболее широкое применение в эксплуатационной практике.
Градуировок а органов управления по периоду разгона мощности. При сообщении реактору положительной реактивности после кратковременного скачка начинается увеличение мощности с установившимся периодом, зависящим от сообщенной реактивности согласно уравнению обратных часов (см. § 3.1). Замеряя в эксперименте установившийся период Тч% можно расчетным путем определить реактивность р, Обычно расчеты выполняются заранее для каждого реактора с учетом фактических значений I и рЭф, поэтому р определяется по измеренному Тео с помощью уже имеющейся таблицы. Для удобства в ней приводится также зависимость между реактивностью и установившимся периодом удвоения мощности.
Перед началом измерений градуируемый орган управления (например, стержень АР) полностью погружен в активную зону, реактор находится в критическом состоянии на минимально контролируемом уровне мощности*. Далее реактор переводится в надкритический режим перемещением стержня вверх до отметки Z\. При этом замеряется период удвоения мощности и по таблице определяется соответствующая ему реактивность.  На график (рис. 7.5) наносится первая точка градуировочной кривой с координатами (Z\\ pi). Затем опусканием какого-либо другого органа регулирования реактор вновь приводится в критическое состояние, после чего градуируемый стержень поднимается до отметки Z2, замеряется установившийся период удвоения мощности, определяется соответствующая реактивность рг и т. д. Измерения продолжаются до достижения стержнем крайнего верхнего положения. Очевидно, что ордината р (Zap) определяет полную, интегральную эффективность стержня.

*Если это условие выполняется, в ПГ существует «балластная зона». Так называют оконечный (по ходу рабочего тела) участок пароперегревателя, на котором теплообмена между паром и теплоносителем практически нет вследствие малости температурного напора (1—ЗХ). По мере увеличения паропроизводительности ПГ длины экономайзерного (/t9), испарительного (Ли) и пароперегревательного (йпе) участков возрастают, а длина балластного участка соответствующим образом уменьшается.


При измерении установившегося периода необходимо добиваться, чтобы вклад переходных членов уравнения обратных часов был минимальным. Это достигается введением выдержки времени между окончанием перемещения стержня и началом измерений. Для обеспечения измерений установившихся периодов с погрешностью 2—3% обычно достаточно выдержки, равной 1— 2 периодам.
При градуировке КР, когда необходимо определять кривую дифференциальной эффективности, на графике в точках 0,5(Zi+t-|- +Zt) откладываются значения p//(Z»—Zi+i), По этим точкам строится искомая кривая.
Поскольку трудно найти точное положение компенсирующего органа, соответствующее критическому состоянию, особенно если компенсация осуществляется с помощью КР, описанная методика не обеспечивает высокой точности градуировки. Точность метода можно повысить некоторым его видоизменением. В этом случае перед началом каждого измерения реактор с помощью компенсирующего органа приводится в надкритическое состояние при достаточно большом периоде удвоения и по таблице связи р с 7*2 находится соответствующая периоду (7'2)i реактивность р1. Затем градуируемый стержень извлекается на AZi, мм, реактор становится еще более надкритическим, мощность увеличивается с новым периодом (7’2)ц<;(Г2)ь По измеренному (r2)ii находится новое значение реактивности рц. Понятно, что реактивность, внесенная в результате перемещения стержня на AZ\, мм, равна разности р^рн—рь
Градуировка методом компенсации. Градуировка этим методом возможна в случае, если есть хотя бы один отградуированный орган управления. Она сводится к сравнению эффективности градуируемого органа с отградуированным (эталонным). Погружая в активную зону реактора, находящегося в критическом состоянии, группу стержней АР с известной эффективностью, компенсируют изменение реактивности с помощью дру

гой градуируемой группы АР до восстановления критического состояния. По известной эффективности перемещения отградуированных стержней определяют эффективность перемещения соответствующего участка градуируемой группы. На точности метода компенсации отрицательно сказывается интерференция стержней.
Опишем последовательность действий на примере определения эффективности группы стержней АР-1 по известной интегральной характеристике стержней АР-2. Реактор выводится в критическое состояние на минимально контролируемом уровне мощности при полностью погруженной в активную зону группе АР-1 и полностью поднятой группе АР-2. Затем стержни АР-2 опускаются в активную зону от верхних концевых выключателей до некоторой отметки Z/', а стержни АР-1 поднимаются от Zha* до Z\ в целях удержания реактора в критическом состоянии. Для достижения поставленной задачи реактивность р/, высвобождаемая при подъеме АР-1 на AZ/, мм, должна быть равна по абсолютному значению реактивности pi", введенной при опускании АР-2 на AZi \ мм (рис. 7.6).
Процесс ступенчатого опускания стержней АР-2 и определения соответствующих критических положений АР-1 продолжается до тех пор, пока стержни АР-1 не будут подняты до крайнего верхнего положения при неизменном положении КР.
Этим же методом можно определить эффективность КР (на ограниченном участке ее хода) по отградуированным автоматическим регуляторам. Метод компенсации очень удобен также для определения физического веса отдельных групп АЗ по известным характеристикам КР. При измерении физического веса нескольких групп АЗ для обеспечения ядерной безопасности во взведенном положении должна оставаться как минимум одна группа АЗ.
Для определения физического веса всех п групп АЗ поступают следующим образом. Вначале замеряется физический вес п— 1 группы АЗ при одновременном сбросе их в активную зону. К полученной эффективности добавляется замеренная до этого эффективность недостающей группы стержней АЗ.

Рис. 7.6, Этапы построения кривой интегральной эффективности градуируемого АР (а) по известной кривой интегральной эффективности эталонного органа (б)
Рис. 7.7. К определению физического веса поглотителя методом скачка мощности

Этот прием приближенный, так как не учитывает интерференции между последней группой и стержнями остальных групп АЗ. Поэтому чаще в эксплуатационной практике используют метод взвешивания групп АЗ по скачку мощности в момент их сброса.
Взвешивание по скачку мощности при сбросе градуируемого поглотителя. Данный метод является довольно простым и наиболее подходящим для оценки полного физического веса стержней АЗ. Он основан на измерении скачка мощности, вызванного быстрым погружением поглощающих стержней в работающий реактор. Вели реактор работал на мощности   то после быстрого введения в момент tcбр (рис. 7.7) отрицательной реактивности р его мощность скачком уменьшится (см. § 3.1) до значения


Определяя визуально по приборам или путем осциллографирования уровни мощности и wPl, можно вычислить полный физический вес сброшенных поглотителей:
(7.4)
Этот метод также приближенный, поскольку он основан на соотношении, вытекающем из уравнений нейтронной кинетики с одной группой запаздывающих нейтронов. Чем больше разность WРо — wPl, т. е. чем больше эффективность вводимых поглотителей, тем точнее результат измерений.
Среди других способов измерения эффективности органов регулирования все большее распространение получают аппаратурные методы, в основе которых лежит использование реактиметров.
Определение среднего по эффективности положения группы стержней АР. При работе реактора рабочую группу стержней АР необходимо удерживать в таком положении Z\рб (рис. 7.6,6), которое соответствует их половинной эффективности. В этом случае стержни регулирования могут компенсировать одинаковые по абсолютному значению изменения реактивности обоих знаков. Координата Z\рб определяется при работе реактора в условиях, близких к стационарному отравлению.

Рис. 7.8. Последовательность операций при определении среднего по эффективности положения АР:
я — АР-1 в верхнем положении; б —АР-1 в нижнем положении, Рдр,| скомпенсирована КР; в — КР опущена на 0.5Д2, ркр скомпенсирована АР-1    

В исходном состоянии группа стержней АР, для которой проводится измерение (например, АР-1), находится в верхнем положении, а группа стержней АР-2 работает в автоматическом режиме (рис. 7Да). Далее опускают группу стержней АР-1 в нижнее положение и одновременно, перемещая компенсирующую решетку вверх на AZ, мм, удерживают группу стержней АР-2 в исходном положении (рис, 7.8,6). Затем опускают КР на 0,5 AZ, мм (рис, 7.8,в), поднимая одновременно группу АР-1 таким образом, чтобы положение группы АР-2 осталось прежним. Полученное при этом конечное положение группы АР-1 и будет соответствовать координате ее половинной эффективности.
Описанная методика предполагает линейную зависимость эффективности КР от ее положения, что при имеющих место небольших перемещениях можно считать справедливым.

Определение кривой температурного эффекта реактивности.

В основе измерения лежит метод компенсации. Изменения реактивности, обусловленные температурными эффектами, определяются по изменению критического положения КР. Мощность во время разогрева должна быть небольшой, чтобы исключить заметное влияние отравления на реактивность, но достаточной для повышения температуры теплоносителя с заданной скоростью.
Обычно реактор выводится на мощность 3—5% номинальной и поддерживается на этом уровне с помощью системы АР. Чтобы обеспечить минимальное отклонение средней температуры теплоносителя от выходной, необходимо осуществить его прокачку с номинальным расходом.
При увеличении температуры теплоносителя периодически (через каждые 10—15 °С) измеряются его температура и положение КР. При этом каждый раз перед снятием замера работающие в автоматическом режиме стержни АР перемещением КР переводятся в исходное положение, соответствующее началу измерений. По перемещению КР и известной ее эффективности находят изменения реактивности, обусловленные разогревом теплоносителя, и строят кривую рт=/(^ср).
Недостатком описанного метода является то, что при измерениях не учитывается изменение эффективности КР, происходящее при повышении температуры теплоносителя. Необходимо также иметь в виду, что при разогреве реактора за счет его работы на мощности получаемая зависимость реактивности от температуры учитывает и плотностный, и доплеровский эффекты. Если последний эффект является существенным, то для получения зависимости только плотностного эффекта от температуры теплоноситель необходимо разогревать с использованием постороннего источника энергии. В этом случае реактор поддерживается на минимально контролируемом уровне мощности, а в первом контуре осуществляется циркуляция теплоносителя. Одновременно от другой реакторной или береговой котельной установки в ПГ подается пар, что и обеспечивает постепенный разогрев теплоносителя.  

Определение стационарного и нестационарного отравления ксеноном.

Методика определения потери реактивности при выходе на стационарное отравление сводится к следующему. Реактор выводится на минимальную мощность, достаточную для разогрева теплоносителя до рабочей температуры. После разогрева поднимают мощность до уровня, для которого измеряется стационарное отравление, после чего фиксируют критическое положение КР и работающих в автоматическом режиме стержней АР.
При работе реактора на мощности в результате отравления топлива вводится отрицательная реактивность, компенсируемая за счет автоматического подъема стержней АР, поддерживающих мощность на постоянном уровне. Посредством периодического подъема КР удерживают стержни АР в одном и том же положении. По мере перемещения КР строят график ее положений для различных моментов времени. На основании полученной зависимости ZKP—f(t) и кривой интегральной эффективности КР ркр= =f(ZKр) строят зависимость уменьшения оперативного запаса реактивности за время работы реактора на данном уровне мощности.
Таким же образом проводят измерения и на других уровнях мощности. По результатам всех измерений строят искомую зависимость p£Te=f(^p).   .
Нестационарное отравление ксеноном после остановки реактора (кривые йодных ям) определяется в следующем порядке. До остановки реактор должен работать на стационарном уровне мощности не менее 2 сут, чтобы в активной зоне установились стационарные концентрации 1351 и 135Хе. Зафиксировав критическое .положение КР на момент остановки, необходимо быстро снизить мощность с помощью стержней АР до минимально контролируемого уровня и поддерживать реактор в критическом состоянии в течение I—2 сут, перемещая КР.
Оперативный запас реактивности после снижения мощности реактора до минимально контролируемого уровня при поддержании средней температуры теплоносителя постоянной будет сначала уменьшаться из-за накопления ксенона, а после прохождения максимума йодной ямы начнет увеличиваться. Записывая изменения критического положения КР через определенные промежутки времени и переводя их с помощью кривой -интегральной эффективности в значения реактивности, можно построить кривую изменения оперативного запаса реактивности после остановки реактора с данного уровня мощности в результате нестационарного отравления ксеноном.      
В случае расхолаживания реакторной установки после снижения мощности необходимо учесть вклад температурного эффекта в полученную зависимость потери реактивности от времени.
Описанным способом строятся кривые йодных ям для исходных (перед выключением реактора) уровней мощности 0,2; 0,4; 0,6; 0,8 Uном и Uном.

Измерение нейтронного поля в активной зоне реактора.

Экспериментальное изучение пространственного распределения нейтронов в активной зоне реактора преследует несколько целей, основными из которых являются опытное подтверждение расчетных распределений, измерение локальных возмущений нейтронного поля присущими активной зоне неоднородностями, определение коэффициентов неравномерности распределения.
Нейтронное поле измеряют различными методами, большинство из которых основано на регистрации наведенной активности детекторов, облученных в активной зоне (методы активации), и на использовании малогабаритных ионизационных камер деления, Чаще всего с использованием методов активации получают относительные распределения плотностей потоков нейтронов. Исключение составляют лишь некоторые специальные методы, среди которых наиболее распространен метод активации детекторов из золота с последующим измерением их наведенной активности   на установках (5—6-совпадений. Этот метод позволяет определить абсолютное распределение Ф в объеме активной зоны.
В эксплуатационной практике наибольший интерес представляет контроль распределения Ф по высоте активной зоны, поскольку именно это распределение подвержено наибольшим изменениям, при работе реактора вследствие перемещения органов компенсации реактивности. Поэтому далее основное внимание уделено рассмотрению активационного метода измерения аксиального распределения плотности потока нейтронов в активной зоне водо-водяного реактора.
Метод основан на том, что наведенная активность A(Zi) детектора, облученного в некоторой точке Zi активной зоны, прямо пропорциональна плотности потока нейтронов Ф (Zi) в этой точке, времени облучения, массе М детектора и экспоненциально спадает по мере увеличения времени выдержки /Выд с момента прекращения облучения до момента измерения активности A{Z{) этого детектора. Кроме того, наведенная активность детектора зависит от ядерно-физических свойств материала детектора, в первую очередь — от его сечения активации и периода полураспада образующегося при облучении радиоактивного нуклида.
Детекторы для измерения поля тепловых нейтронов могут быть изготовлены из меди, никеля, индия и других материалов, имеющих большое сечение активации тепловыми нейтронами, что обеспечивает высокую наведенную активность детекторов при небольших облучениях. Чаще всего детекторы для водо-водяных реакторов изготовляются из меди в виде фольг или калиброванных проволок. В смеси нуклидов меди основным, активирующимся тепловыми нейтронами, является 63Си. При захвате нейтрона 63Си превращается в {3-активный нуклид 64Си, обладающий периодом полураспада 12,8 ч:

Рис. 7.9. Кривая р-распада монитора

На основании сказанного выше можно заключить, что если в качестве детекторов использовать фольги из одинакового материала равной массы и облучить их в течение одного и того же времени в разных по высоте точках активной зоны, а затем через некоторое время одновременно измерить их наведенную активность, то полученная зависимость A [Zi)([A (Z)]MaKC будет адекватна функции относительного распределения плотности потока нейтронов <D(Z*)/[<I>(Z)]MaKr. Эта закономерность и представляет собой сущность метода активации.
Отличие реальной методики от изложенной выше заключается лишь в том, что на практике измерение наведенной активности фольг проводится не одновременно, а последовательно, в результате чего отношение A (Zi)j\A (Z)]MaKC будет зависеть не только от <KZ,)/.[0(Z)]«™ но и от   выдержки i-ro детектора. Для перехода от функции Д(£<) »=НФ(2<);   к искомой зависимости A(Zi)—f[d>(Zi)] необходимо ввести коррекцию, позволяющую привести все замеры к одному и тому же моменту времени. Для этого обычно при измерении активности облученных детекторов в различные моменты времени измеряют активность одного и того же детектора в целях построения в дальнейшем кривой его радиоактивного распада (рис. 7.9). детектор, используемый для построения кривой распада, называется монитором. Чаще всего в качестве монитора используется тот детектор, с которого начинается измерение активности.
Необходимые для вычисления значений A (Z,) коэффициенты монитора kHi определяются с использованием кривой радиоактивного распада монитора для каждого момента времени в который замеряется активность i-то детектора. Например, на рис. 7.9 показано определение kUi для момента времени tBWs.
Методика проведения эксперимента по определению функции f(Zi) =А {Zi)j[A (Z)]MaKC—®(Z,)/[<D(Z)]MaKC достаточно проста. Реактор, который до этого в течение 2—3 сут находился в бездействии, выводится на мощность, превосходящую минимально контролируемый уровень на 2—3 порядка. Затем в гильзы, освобожденные от органов регулирования, или в другие каналы, проходящие через активную зону, одновременно вводятся все детекторы. При этом детекторы должны быть ориентированы в пространстве так, чтобы координаты каждого из них относительно центра активной зоны были точно известны. После облучения детекторов в течение 15—20* мин они также одновременно извлекаются из активной зоны и отправляются в хранилище, где выдерживаются в течение 5—10 ч для распада короткоживущих изотопов меди. По окончании выдержки измеряется активность детекторов. При этом время работы пересчетных установок должно быть достаточным для набора примерно 104 импульсов от наименее радиоактивного детектора.

*Время дано ориентировочно. В каждом конкретном случае необходимое время облучения детекторов оцениватрт, исходя из того, чтобы при измерении их активности набрать 10+4 импульсов от наименее радиоактивного детектора за время около 1 мин.


По окончании всех замеров производится обработка результатов. Полученные значения функции /(Zi), адекватные относительной плотности потока нейтронов в соответствующих точках, наносятся на график.
Для вычисления коэффициента неравномерности нейтронного поля по высоте активной зоны /гн, соответствующего полученному распределению ®(Z), используется выражение (2.136). Так как функция распределения /(Zf) в общем случае не имеет точного аналитического выражения, для вычисления йн применяется численное интегрирование.
Найденное в результате обработки опытных данных значение £н и сама функция распределения /(2), полученные для «холодного» реактора, могут быть использованы для характеристики нейтронного поля в разогретой активной зоне, так как экспериментально установлено, что влияние температуры на нейтронное поле незначительно.
Метод активации применим также для измерения распределения нейтронов по радиусу активной зоны. В этом случае после
одновременного облучения детекторов в гильзах, расположенных на различном удалении от центра активной зоны, измеряется активность детекторов по группам, в каждую из которых входят детекторы, облучавшиеся на определенной высоте Z*. По результатам измерений строятся функции Ф (R, Zf), характеризующие радиальное распределение нейтронов в активной зоне реактора.
Несмотря на то что сечение поглощения б3Си для промежуточных нейтронов мало, нейтроны надтепловой части спектра в водоводяных реакторах оказывают некоторое влияние на получаемые характеристики нейтронного поля. Если это влияние необходимо исключить, часть медных детекторов облучают в кадмиевых чехлах, поглощающих все падающие на них тепловые нейтроны. В результате экранированные кадмием детекторы активируются только промежуточными нейтронами. По результатам измерения активности детекторов без чехлов строят суммарную кривую распределения тепловых и промежуточных нейтронов, а по результатам измерения активности детекторов в чехлах — кривую распределения только промежуточных нейтронов, затем из первой функции вычитают вторую и в результате получают искомое распределение тепловых нейтронов.
Если возникает необходимость измерить распределение нейтронов различных энергетических групп, используют детекторы, изготовленные из резонансных поглотителей, т. е. из материалов, имеющих большое сечение поглощения лишь для нейтронов из узких энергетических интервалов. В качестве резонансных поглотителей используются - индий, серебро, вольфрам и другие материалы. Подбором резонансных поглотителей можно перекрыть значительную часть энергетического спектра нейтронов.



 
« Федеральная программа США по ветроэнергетике   Экологические аспекты внедрения газотурбинных технологий в Башкирэнерго »
электрические сети