Измерение ядерно-физических параметров реакторов

Глава 4. Измерение ядерно-физических параметров реакторов.

4. ИЗМЕРЕНИЕ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРОВ.

4.1. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ ОБ ИЗМЕРЕНИИ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРА.

Основными параметрами работы ядерного реактора являют­ся: мощность, скорость ее изменения (реактивность и период) и распределение энерговыделения в активной зоне. По показате­лям ядерно-физических параметров устанавливаются оптималь­ные режимы работы реактора [1б].

Измерение мощности Р реактора может проводиться по теп­лотехническим параметрам (температурному перепаду t_вых и t_вх и расходу теплоносителя Q_T :

Р=сQ_T(t_вых-t_вх).               (4.1)

Однако этот метод имеет существенные недостатки: большую инерционность и невозможность применения на малых уровнях мощности. Кроме того, измерение расхода теплоносителя дает достаточно большую погрешность. Таким образом, измерение тепловой мощности может быть использовано для расчетов технико-экономических показателей, но не для управления реактором.

Измерение ядерно-физических параметров реактора практи­чески свободно от указанных выше недостатков. Измерение плотности нейтронного потока в активной зоне реактора позво­ляет измерять мощность реактора от "нулевой" до "номиналь­ной", т.к. уровень мощности реактора пропорционален числу нейтронов в активной зоне.

Сигнал измерительного преобразователя нейтронов I и тепло­вая мощность реактора Р связаны приближенным выражением:

Р=К₁К₂К₃ I,                    (4.2)

где К₁ - коэффициент связи между нейтронным потоком в месте установки преобразователя и сигналом преобразователя;

К₂ - коэффициент связи между средним потоком нейтронов в реакторе и потоком нейтронов в месте установки преобразователя;

К₃ - коэффициент связи между тепловой мощностью и средним потоком нейтронов в реакторе.

Отличительной особенностью ядерного реактора как объекта контроля и управления является то, что пуск его начинается с весьма низкого уровня мощности. Поэтому измерение мощности должно вестись в широком диапазоне от самого низкого уровня до уровня, превышающего номинальную мощность. Охват измерений в таком широком диапазоне одним прибором невозможен, поэтому используется несколько измерительных приборов с различной чувствительностью. На рис. 4.1 показано приблизительное распределение диапазонов контроля мощности реактора.

Рис.4.1. Диапазоны контроля мощности.

Выделяют следующие режимы работы реактора.

Остановленный реактор, когда реактор находится в подкритическом состоянии. Минимальный уровень мощности остановленного реактора может составлять 10^-11 – 10^-10 от номинального уровня. Энерговыделение определяет, в основном, остаточное γ- излучение.

Пуск реактора, когда реактор выводится из подкритического состояния в критическое. Это состояние соответствует увеличению мощности до 10^-10 - 10^-8 от номинальной. В этом режиме реактор регулируется вручную оператором. Регулирующие стержни извлекаются небольшими шагами. Скорость изменения реактивности определяется заданным периодом разгона реактора. В этом режиме от средств управления требуется надежный контроль мощности и периода разгона.

Вывод на мощность. В этом режиме мощность реактора повышается до уровня 1 - 2% номинальной, с которого начинается прогрев элементов за счет деления ядер. Средства управления обеспечивают необходимую скорость подъема и компенсацию изменения реактивности, связанную с разогревом реактора и подъемом мощности. Особое внимание уделяется переходным режимам работы всех элементов системы.

Работа на номинальной мощности. В этом режиме реактор должен удовлетворять требованиям энергосистемы. Системы управления обеспечивают управление и защиту реактора, компенсируют отравление реактора ксеноном и выгорание.

Остановка реактора. Режим остановки осуществляется регулируемым введением отрицательной реактивности. Мощность реактора меняется от номинального уровня до минимального, соответствующего остановленному реактору.

Приведенные режимы работы реакторов обуславливают раз­личные требования к системам управления и защиты реактора. Измерительные каналы разделяются на отдельные подсистемы: пусковые каналы и каналы контроля реактора на энергетичес­ких уровнях мощности.

Пусковые каналы контролируют плотность потока нейтронов и период реактора в подкритическом состоянии, при выводе реактора в критическое состояние и при подъеме мощности до (0,1 - 1) ном. Информация о потоке нейтронов осуществляется при помощи импульсных и токовых приборов с логарифмическими шкалами, охватывающими 6-7 порядков изменения потока нейтронов.

Измерительные преобразователи для контроля мощности, периода и реактивности устанавливают за пределами активной зоны, В канальных реакторах (рис.4.2) преобразователи 3 уста­навливают между отражателем 1 реактора 2 и биологической за­щитой 4, в корпусных реакторах - между корпусом и защитой.