Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны
Приведены результаты экспериментального определения нейтронно-физических характеристик (НФХ) активной зоны реактора ВВЭР-1000, полученные в ходе проведения физических экспериментов после перегрузки топлива в планово-предупредительные ремонты (ППР) на Хмельницкой АЭС. Представлено описание моделей ре...
Gespeichert in:
| Datum: | 2006 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russian |
| Veröffentlicht: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2006
|
| Schriftenreihe: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/127911 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны / В.И. Борисенко, Н.М. Сидорук, С.П. Сиренко // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2006. — Вип. 6. — С. 49-53. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-127911 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-1279112025-02-09T14:28:12Z Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны Застосування реактиметрів для визначення нейтронно-фізичних характеристик активної зони Application of reactimeters for determination of neutron-physical performances of a core Борисенко, В.И. Сидорук, Н.М. Сиренко, С.П. Проблеми безпеки атомних електростанцій Приведены результаты экспериментального определения нейтронно-физических характеристик (НФХ) активной зоны реактора ВВЭР-1000, полученные в ходе проведения физических экспериментов после перегрузки топлива в планово-предупредительные ремонты (ППР) на Хмельницкой АЭС. Представлено описание моделей реактиметров, применяемых на АЭС для определения НФХ. Представлено результати експериментального визначення нейтронно-фізичних характеристик (НФХ) активної зони реактора ВВЕР-1000, отримані при проведенні фізичних експериментів після перевантаження палива під час планово попереджувальних ремонтів на Хмельницькій АЕС. Описано моделі реактиметрів, що використовувались для визначення НФХ. The outcomes of experimental determination of neutron-physical performances (NPhP) of a core of the reactor VVER-1000, obtained in a during of physical experiments after refueling in scheduled preventive maintenance (outage) on Khmelnitskiy NPP are indicated. The description of models of reactimeters, used on NPP for determination of NPhP is represented. 2006 Article Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны / В.И. Борисенко, Н.М. Сидорук, С.П. Сиренко // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2006. — Вип. 6. — С. 49-53. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/127911 621.039.534 ru Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля application/pdf Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Russian |
| topic |
Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| spellingShingle |
Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Борисенко, В.И. Сидорук, Н.М. Сиренко, С.П. Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description |
Приведены результаты экспериментального определения нейтронно-физических характеристик (НФХ) активной зоны реактора ВВЭР-1000, полученные в ходе проведения физических экспериментов после перегрузки топлива в планово-предупредительные ремонты (ППР) на Хмельницкой АЭС. Представлено описание моделей реактиметров, применяемых на АЭС для определения НФХ. |
| format |
Article |
| author |
Борисенко, В.И. Сидорук, Н.М. Сиренко, С.П. |
| author_facet |
Борисенко, В.И. Сидорук, Н.М. Сиренко, С.П. |
| author_sort |
Борисенко, В.И. |
| title |
Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны |
| title_short |
Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны |
| title_full |
Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны |
| title_fullStr |
Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны |
| title_full_unstemmed |
Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны |
| title_sort |
применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны |
| publisher |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| publishDate |
2006 |
| topic_facet |
Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/127911 |
| citation_txt |
Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны / В.И. Борисенко, Н.М. Сидорук, С.П. Сиренко // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2006. — Вип. 6. — С. 49-53. — рос. |
| series |
Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| work_keys_str_mv |
AT borisenkovi primeneniereaktimetrovdlâopredeleniânejtronnofizičeskihharakteristikaktivnojzony AT sidoruknm primeneniereaktimetrovdlâopredeleniânejtronnofizičeskihharakteristikaktivnojzony AT sirenkosp primeneniereaktimetrovdlâopredeleniânejtronnofizičeskihharakteristikaktivnojzony AT borisenkovi zastosuvannâreaktimetrívdlâviznačennânejtronnofízičnihharakteristikaktivnoízoni AT sidoruknm zastosuvannâreaktimetrívdlâviznačennânejtronnofízičnihharakteristikaktivnoízoni AT sirenkosp zastosuvannâreaktimetrívdlâviznačennânejtronnofízičnihharakteristikaktivnoízoni AT borisenkovi applicationofreactimetersfordeterminationofneutronphysicalperformancesofacore AT sidoruknm applicationofreactimetersfordeterminationofneutronphysicalperformancesofacore AT sirenkosp applicationofreactimetersfordeterminationofneutronphysicalperformancesofacore |
| first_indexed |
2025-11-26T20:22:50Z |
| last_indexed |
2025-11-26T20:22:50Z |
| _version_ |
1849885800311816192 |
| fulltext |
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 6 2006 49
УДК 621.039.534
ПРИМЕНЕНИЕ РЕАКТИМЕТРОВ ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ
ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНОЙ ЗОНЫ
В. И. Борисенко, Н. М. Сидорук, С. П. Сиренко
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев
Приведены результаты экспериментального определения нейтронно-физических характери-
стик (НФХ) активной зоны реактора ВВЭР-1000, полученные в ходе проведения физических экспери-
ментов после перегрузки топлива в планово-предупредительные ремонты (ППР) на Хмельницкой
АЭС. Представлено описание моделей реактиметров, применяемых на АЭС для определения НФХ.
В настоящей статье приводятся некоторые результаты экспериментальных исследова-
ний НФХ активной зоны реактора блока № 1 Хмельницкой АЭС в начале шестнадцатого и
семнадцатого топливных циклов.
Выполнен сопоставительный анализ экспериментальных значений НФХ с соответ-
ствующими расчетными значениями.
Для проведения регламентных экспериментальных исследований НФХ активной зоны
в соответствии с требованиями ПНАЭ Г (ПБЯ РУ АЭС-89), Технологического регламента
безопасной эксплуатации (ТРБЭ № 1.ТО.0122.ИЭ-94) и "Номенклатуры и порядка согласо-
вания расчетов для выбора топливных загрузок ..." по экспериментальному определению
основных НФХ активной зоны ВВЭР после перегрузки топлива применяются широко-
диапазонные вычислители реактивности.
В соответствии с правилами и требованиями к перечню и объему работ, выполняемых
на реакторной установке в начале новой топливной кампании после выхода ректора на
минимально контролируемый уровень (МКУ) мощности, проводятся физические экспери-
менты. В ходе физических экспериментов определяются значения важнейших НФХ актив-
ной зоны для новой топливной кампании:
температурный коэффициент реактивности (на МКУ и на энергетическом уровне
мощности);
барометрический коэффициент реактивности (на МКУ и на энергетическом уровне
мощности);
мощностной коэффициент реактивности (на энергетическом уровне мощности);
дифференциальная и интегральная эффективность групп органа регулирования (ОР)
системы управления и защиты (СУЗ) на МКУ и рабочей группы ОР СУЗ на энергетическом
уровне мощности;
эффективность аварийной защиты (в том числе и в случае несрабатывания наиболее
эффективного ОР СУЗ);
коэффициент реактивности по концентрации борной кислоты в теплоносителе (на
МКУ и на энергетическом уровне мощности).
На Хмельницкой АЭС в течение 2000 - 2004 гг. для выполнения измерений применя-
ются как штатные средства измерений системы внутриреакторного контроля (СВРК), так и
специализированные средства измерений - реактиметры. В качестве реактиметров на Хмель-
ницкой АЭС применялись:
аналоговый измеритель мощности и реактивности - АИМР-8-2М;
лабораторный образец цифрового вычислителя мощности и реактивности - ЦВМР-1.
Оба реактиметра разработаны авторами работы в разные годы. Реактиметр АИМР-8-
2М используется, наряду с другими приборами, для проведения физических измерений во
время физического пуска новых энергоблоков, а также во время физических измерений
после перегрузки топлива на Ровенской, Запорожской и Хмельницкой АЭС.
В. И. БОРИСЕНКО, Н. М. СИДОРУК, С. П. СИРЕНКО
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 6 2006 50
Применение ЦВМР-1 показало ряд преимуществ:
1. Технические характеристики ЦВМР-1 выше, чем у аналогового реактиметра
АИМР-8-2М, за счет применения современной элементной базы и средств цифровой вычис-
лительной техники.
2. Применение ЦВРМ-1 позволяет улучшить качество и оптимизировать сроки прове-
дения физических измерений, что, в конечном итоге, положительно отразится на безопас-
ности и эффективности проведения этапа выхода реактора на мощность после ППР.
Методика обработки данных
Измерение интегральной характеристики 10-й группы ОР СУЗ на МКУ мощности
проводилось в процессе ее извлечения из активной зоны от Нн до Нк ( высота в % от низа
активной зоны, табл. 1). Значение интегральной эффективности 10-й группы при положении
Нн от низа активной зоны и эффект реактивности, вводимый в активную зону при погру-
жении 10-й группы от концевиков верхних (КВ) до Нк, получены из интегральной характери-
стики, восстановленной по вычисленным экспериментальным значениям дифференциальной
эффективности группы на интервале перемещения от Нн до Нк при условии ее равенства
нулю на концевике нижнем (КН) и при условии обращения в нуль потока нейтронов в
верхнем отражателе на расстоянии от верха активной зоны, равном удвоенной расчетной
длине линейной экстраполяции.
Таблица 1. Начальные условия проведения экспериментов
№ топливной
кампании
Нн , % Нк , % Фоновые токи ионизационных камер
№ 4 № 14 № 25
16 19 % 86,5% 2,2 · 10-11A 9 · 10-12A 7 · 10-11A
17 27 % 83 % 1,69 · 10-10A 9 · 10-11A 1,5 · 10-10A
При сбросе аварийной защиты (АЗ) имитировалось застревание в крайнем верхнем
положении одного ОР 9-й группы ОР СУЗ с координатами 11-38, расположенного вблизи
ИК № 14. Доброс ОР 11-38 был осуществлен: для 16-й топливной загрузки на 6 с; для 17-й
топливной загрузки на 25 с после начала падения АЗ. Время падения АЗ составило 2,6 - 2,8 с.
(рис.1 и 2).
-12
-10
-8
-6
-4
-2
0
00:00,0 00:17,3 00:34,6 00:51,8 01:09,1
Время, мин : сек
Р
е
а
кт
и
в
н
о
с
т
ь
, %
-8
-7
-6
-5
-4
-3
-2
-1
0
00:00,0 00:17,3 00:34,6 00:51,8 01:09,1
Время, мин : сек
Р
е
а
кт
и
в
н
о
с
ть
, %
Рис. 1. Изменение реактивности при сбросе АЗ
для 16-й топливной загрузки.
Рис. 2. Изменение реактивности при сбросе АЗ
для 17-й топливной загрузки.
ПРИМЕНЕНИЕ РЕАКТИМЕТРОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 6 2003 51
Измерительная аппаратура и методика проведения эксперимента
Перед проведением экспериментов с целью определения значений dρ/dT, определя-
ются минимально (Iик мин) и максимально допустимые (Iик мах) значения входного тока
реактиметра. Минимальный допустимый ток должен быть не менее чем на порядок
больше фонового тока. Фоновый ток ионизационных камер (Iик фон) определяется по
показаниям реактиметра непосредственно перед выводом реактора в критическое состояние
(NАКНП = 10-6-10-5 Nном ) и Таз = 270 - 285 0С.
Максимально допустимый ток определяется с целью обеспечения условий «нулевой»
мощности реактора при проведении измерений на МКУ. Это такой ток, при котором можно
пренебречь разогревом теплоносителя первого контура теплом, выделяемым активной зоной.
По величине максимально допустимый входной ток реактиметра должен быть не менее чем
на порядок меньше тока, при котором введенная в активную зону перемещением регули-
рующей группы ОР СУЗ вверх положительная реактивность (ρ = 0.04…0.05βэф) начинает
уменьшаться вследствие отрицательной обратной связи по мощности (появляется разогрев
теплоносителя активной зоной).
Входной ток реактиметра непосредственно перед сбросом АЗ должен превышать
фоновый ток ионизационной камеры на 3 - 4 порядка.
Схема расположения каналов ионизационных камер аппаратуры контроля нейтрон-
ного потока (АКНП), резервных каналов и ОР СУЗ относительно осей реактора приведена на
рис. 3.
Рис.3. Схема расположения каналов ИК и ОР СУЗ.
На этом же рисунке показана схема расположения органов регулирования и их рас-
пределение по группам. В резервных каналах № 4, 14 и 25 установлены экспериментальные
камеры (типа КНК-4), сигналы от которых обычно подаются на входы реактиметров.
Ионизационные камеры находились по высоте напротив центра активной зоны.
В. И. БОРИСЕНКО, Н. М. СИДОРУК, С. П. СИРЕНКО
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 6 2006 52
На ленте самопишущего прибора и в журнале контролирующего физика (КФ) перио-
дически фиксировались:
текущее время;
положение ОР СУЗ по точной индикации на блочном щите управления (БЩУ);
концентрация борной кислоты в реакторе по данным лабораторного химанализа, а
также по данным нейтронного анализатора раствора бора (НАР-Б) (показания дисплея СВРК
и стрелочного прибора на БЩУ);
температура теплоносителя на входе в реактор, подогрев теплоносителя в реакторе,
давление над активной зоной и тепловая мощность реакторной установки (РУ) по показа-
ниям дисплея СВРК;
мощность реактора по показаниям АКНП.
В табл. 2 - 6 приведены экспериментальные и расчетные значения некоторых нейт-
ронно-физических характеристик активной зоны для 16-й и 17-й топливных загрузок.
Таблица 2. Параметры критических состояний активной зоны
(Тэф = 0эф.сут., МКУ, отравление 135Хе отсутствует)
№ топливной
кампании Hгр, % Tаз,
оС
P, кгс/см Cнзвоз, г/кг
Примечание
Экспер. Расчет
16 23 278.0 161 9,00 8,80
Расчет Cнзвоз, произведен для
положения НХ = 30 % Таз = 279 оС
17 27 279.1 161 9,77 9,57
Расчет Cнзвоз, произведен для
положения НХ = 30 % Таз = 279 оС
Таблица 3. Температурный коэффициент реактивности
(Тэф = 0эф.сут., МКУ, отравление 135Хе отсутствует, ββββэф. = 0,0064)
№ топливной
кампании
Hгр, %
Tаз, °С P, кгс/см
dρ/dТ, 10-3 %/°С
Эксперимент Расчет
(при Таз = 279 оС, Р = 160 кгс/см2,
НХ = 30 %)
16 23 276 - 278 159 - 161 -10,37 -8,47
72 275 - 278 159 - 161 -8,54 -5,56
17 27 276 - 280 159 - 161 -11,0 -8,07
80 273 - 280 159 - 161 -6,5 -4,93
Таблица 4. Интегральная и дифференциальная характеристики Х группы ОР СУЗ
(топливная загрузка № 16)
Тэф = 0эф.сут., МКУ, отравление 135Хе отсутствует, Таз = 278,3 - 279,0 0С,
Р1 = 159,5 кгс/см2, Cнзвоз =8,80 – 9,3 г/кг, 1 - 9 группы на КВ, ββββэф =0,0064
Интегральная эффективность, % Дифференциальная эффективность, 10-3 %/см
Н10, % Расчет Н10, % Эксперимент Н10, % Расчет Н10, % Эксперимент
0,0 0 29,2 0,05 0,0 0,0005 23,6 0,0054
10,0 0,01 36,1 0,11 10,0 0,0008 32,1 0,0075
20,0 0,02 46,4 0,20 20,0 0,0022 40,6 0,0095
30,0 0,05 56,7 0,30 30,0 0,0043 50,7 0,0101
40,0 0,11 67,6 0,41 40,0 0,0067 61,1 0,0097
50,0 0,19 70,8 0,45 50,0 0,0091 68,0 0,0126
60,0 0,29 71,9 0,46 60,0 0,0112 70,1 0,0130
70,0 0,41 75,9 0,52 70,0 0,0125 72,7 0,0148
80,0 0,53 78,8 0,56 80,0 0,0129 76,0 0,0148
90,0 0,67 80,2 0,58 90,0 0,0120 78,2 0,0140
100,0 0,77 86,5 0,65 100,0 0,0093 81,9 0,0110
ПРИМЕНЕНИЕ РЕАКТИМЕТРОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 6 2003 53
Таблица 5. Интегральная и дифференциальная характеристики Х группы ОР СУЗ
(топливная загрузка № 17)
Тэф = 0эф.сут., МКУ, отравление 135Хе отсутствует, Таз = 274 - 280 0С,
Р1 = 159,5 кгс/см2, Cнзвоз = 9,77 – 10,3 г/кг, 1 - 9 группы на КВ, ββββэф = 0,0064
Интегральная эффективность, % Дифференциальная эффективность, 10-3 %/см
Н10, % Расчет
Н10,
%
Эксперимент
Н10, % Расчет Н10, %
Эксперимент
АИМР ЦВМР АИМР ЦВМР
0,0 0 0 0
10,0 0,01 10,0 0,07
20,0 0,02 20,0 0,28
30,0 0,04 27 0,037 0,037 30,0 0,65
40,0 0,08 40,0 1,24 36,5 2,44 2,31
50,0 0,15 46 0,164 0,193 50,0 1,91 51,5 2,70 3,17
60,0 0,24 57 0,269 0,316 60,0 2,44 63,5 1,96 2,26
70,0 0,34 70 0,359 0,420 70,0 2,82 76,5 1,46 1,56
80,0 0,45 83 0,426 0,492 80,0 3,23
90,0 0,58 90,0 3,62
100,0 0,66 100,0 2,33
Таблица 6. Параметры реакторной установки перед сбросами аварийной защиты
и результаты измерений эффективности АЗ
(Тэф = 0эф.сут., отравление
135Хе практически отсутствует, ββββэф = 0,0064)
№
топливной
кампании
Таз,
0С
Р1,
кгс/см2
Nт
МВт
Cнзвоз,
г/кг
НХ, %
Эффективность (реактивность) АЗ и
доброса “застрявшего” ОР СУЗ, %
16
279 159 60 9,30 86,5 -6,74 = -6,0 + (-0,74) Эксперимент
ИК № 4
279 160 0 9,15 80 -7,09 = -6,50 + (-0,50) Расчет
17
279 159 60 9,375 94 -7,76=-6,68+(-1,08) Эксперимент
ИК № 25
279 160 0 9,88 80 -7,.442=-6,.88+(-0,562) Расчет
Поступила в редакцию 04.07.06
В. И. БОРИСЕНКО, Н. М. СИДОРУК, С. П. СИРЕНКО
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 6 2006 54
25 ЗАСТОСУВАННЯ РЕАКТИМЕТРІВ ДЛЯ ВИЗНАЧЕННЯ НЕЙТРОННО-ФІЗИЧНИХ
ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНОЇ ЗОНИ
В. І. Борисенко, М. М. Сидорук, С. П. Сиренко
Представлено результати експериментального визначення нейтронно-фізичних характеристик
(НФХ) активної зони реактора ВВЕР-1000, отримані при проведенні фізичних експериментів після
перевантаження палива під час планово попереджувальних ремонтів на Хмельницькій АЕС. Описано
моделі реактиметрів, що використовувались для визначення НФХ.
25 APPLICATION OF REACTIMETERS FOR DETERMINATION OF NE UTRON-PHYSICAL
PERFORMANCES OF A CORE
V. I. Borysenko, N. M. Sidoruk, S. P. Sirenko
The outcomes of experimental determination of neutron-physical performances (NPhP) of a core of
the reactor VVER-1000, obtained in a during of physical experiments after refueling in scheduled preventive
maintenance (outage) on Khmelnitskiy NPP are indicated. The description of models of reactimeters, used
on NPP for determination of NPhP is represented.
|