Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000 (стр. 9 )

 

Рис. М.1 Схема, поясняющая процедуру определения эффектов заполнения и обезвоживания КОСУЗ и КМПЦ.

М.9 Величина эффекта обезвоживания КОСУЗ или КМПЦ в критическом состоянии оценивается как произведение соответствующего эффекта заполнения водой контура на отношение средних эффективностей стержней РР при обезвоженном и заполненном водой контуре. Средняя эффективность стержня типа РР при обезвоженном КМПЦ больше эффективности стержня при заполненном контуре, это утверждение справедливо и для КОСУЗ.

М.10 Для точного определения разницы в количестве извлекаемых стержней вывод реактора в критическое состояние с заполненным контуром должен быть выполнен при фиксации стержня, извлекавшегося последним при выводе реактора в критическое состояние при обезвоженном контуре, в том положении, в котором он оказывался при обезвоженном контуре.

М.11 Допускается определение эффектов обезвоживания КОСУЗ или КМПЦ без специального дополнительного вывода реактора в критическое состояние с заполненными КОСУЗ и КМПЦ для взвешивания разницы в количестве извлекаемых стержней. В этом случае при "мокром" выходе выполняется последовательный ввод стержней, извлекавшихся последними при выводе реактора в "мокрое" критсостояние, в активную зону реактора до НК с регистрацией их эффективности. Количество этих "последних" стержней должно быть заведомо больше прогнозируемой разницы в числе стержней, извлекаемых при выводе реактора в критическое состояние с заполненным и с обезвоженным контуром. Величина эффекта обезвоживания определяется после проведения измерений при обезвоженных КОСУЗ или КМПЦ по полученной градуировочной кривой реактивности согласно соотношению (см. также рисунок М.1):

- , где (М.1)

- значение градуировочной функции реактивности, соответствующее суммарному "весу" стержней, составляющих реальную разницу в числе стержней СУЗ, извлекаемых при выводе реактора в критическое состояние с заполненным и с обезвоженным контуром, включая полный вес стержня, извлекавшегося последним при выводе реактора в "сухое" критсостояние;

- специально определяемый при "сухом" выходе вес стержня, извлекавшегося последним при выводе реактора в "сухое" критсостояние, на участке от положения компенсации до НК;

,- средние веса стержней при обезвоженном и заполненном контуре соответственно.

М.12 При отрицательном знаке эффекта обезвоживания КОСУЗ или КМПЦ разница в числе стержней СУЗ, извлекаемых при выводе реактора в критическое состояние с заполненным и с обезвоженным контуром, - отрицательна, т. е. при извлечении в "мокром" состоянии такого же количества стержней, которое потребовалось для выхода в "критику" в "сухом" состоянии, реактор с "мокрым" контуром оказался бы надкритическим.

В этом случае величина эффекта обезвоживания контура определяется напрямую в реакторе с обезвоженным контуром через суммарную эффективность стержней, составляющих указанную выше разницу.

Для точного определения разницы в количестве извлекаемых стержней выход в "сухом" состоянии должен быть выполнен при фиксации стержня, извлекавшегося последним при выходе в "мокром" состоянии, в том положении, в котором он оказывался в " мокром " выходе.

Приложение Н

(обязательное)

Измерения эффективности АЗ и эффективности системы останова, не выполняющей функции АЗ на энергетическом уровне мощности

Н.1 Определение эффективности АЗ и эффективности системы останова, не выполняющей функции АЗ, на энергетическом уровне мощности производится согласно Приложению Е методом сброса соответствующих стержней СУЗ. Непосредственно из критического состояния можно измерить эффективность только одной из систем останова. При сбросе «вдогонку» остальных стержней СУЗ определяется суммарная эффективность систем останова. Таким образом, эффективность другой системы останова определяется как разность между суммарной эффективностью систем останова и эффективностью системы останова, определяемой первой.

Н.2 Для регистрации изменения нейтронной мощности используют штатные датчики, располагаемые в каналах боковой защиты (КНК-53М, КНТ-22, ШДК и КНК-17-1) или ВРД. При этом наблюдается уменьшение величины введенной отрицательной реактивности от снижения тепловой мощности реактора во времени, обусловленное отрицательной обратной связью. Поправки в реактивность на обратную связь по мощности вводятся в соответствии с приложении Ф. В значение реактивности с поправкой на обратную связь по мощности должна вводится поправка на пространственные эффекты, учитывающая место расположения используемых нейтронных датчиков (Е. 3).

Н.3 Измерения выполняются перед остановом реактора на ППР. Для этого мощность блока предварительно стабилизируется на уровне, выбранном в соответствии с графиком останова на ППР (не менее 1000 МВт(т)) в течение времени 10-15 мин, при соблюдении требований Технологического регламента по величине ОЗР.

Н.4 Измерения эффективности систем останова целесообразно проводить поочередно (АЗ или системы, не выполняющей функции АЗ) на разных ППР.

Н.5 Перед ППР в реактор, застабилизированный по п. Н.3, от ключа вводятся до НК все стержни АЗ за время ~ 7 с. Перемещение стержней должно быть непрерывным. После ввода стержней до НК, без специальной выдержки по времени, от кнопки аварийной защиты вводятся все остальные стержни СУЗ (включая УСП).

Н.6 На основании зарегистрированных изменений нейтронной мощности, с учетом обратных связей и поправок на пространственные эффекты, определяются эффективность АЗ и суммарная эффективность двух систем останова реактора. Эффективность системы, не выполняющей функции АЗ, оценивается как разность этих величин.

При останове на следующий ППР первыми в критический реактор вводят стержни системы, не выполняющей функции АЗ, а затем – стержни АЗ.

Приложение П

(обязятельное)

Измерения парового коэффициента реактивности с помощью возмущения расхода питательной воды

Измерения парового коэффициента реактивности (aj) на реакторах РБМК-1000 должны производиться при работе на стационарном уровне мощности от 40 до 100 % Nном. (но не выше разрешенного по п.4.17) , при значениях минимальных запасов до кризиса теплообмена, по линейной тепловой нагрузке на твэл и по температуре графита не менее 1.10. Предельное значение тепловой мощности в мегаваттах для проведение измерений должно быть установлено в рабочих программах измерений.

Определение aj производится путем обработки данных специального опыта, состоящего в регистрации изменения реактивности реактора при внесении возмущения технологических параметров, приводящего к изменению объемного паросодержания в каналах реактора (при относительной стабильности других параметров). Настоящая Методика предусматривает определение aj путем внесения симметричного по сторонам реактора возмущения расхода питательной воды (Gпв ).

Исходное состояние реактора – работа на стационарном уровне мощности. В работе находится АРВ (АРБ), регуляторы давления и уровней в БС, все защиты в соответствии с Технологическим регламентом эксплуатации.

Для того, чтобы свести к минимуму влияние на результаты измерений эффекта нестационарного отравления ксеноном, мощность реактора должна поддерживаться постоянной на уровне, при котором будут проводиться измерения aj, не менее суток до начала измерений.

Перед началом измерений должен быть подготовлен и введен в работу автоматический регулятор мощности по сигналам внутриреакторных датчиков с одновременно перемещаемой группой из 4 стержней (АРВЭ) или локальный автоматический регулятор (АРВ, АРБ) с введенными в работу четырьмя симметричными каналами (по одному на квадрант активной зоны).

Стержни автоматического регулятора не позже чем за один час до начала измерений переводятся в положение (3,0 ± 0,2) м по УП, что обеспечивает отработку возмущений на линейной части характеристики.

Измерения проводятся при работе в полном объёме не менее одного комплекта КСКУЗ, ВИ СКУЗ, включая ОРС-Ф, и ИИС с программой "ПРИЗМА-М".

В исходном стационарном состоянии блока не более, чем за 30 мин. до начала измерений производится копирование на внешний носитель базы данных ИИС, включая результаты расчета технологических параметров реактора по программе ПРИЗМА-М, а также выдаются распечатки основных технологических параметров блока, загрузки, энерговыработки, положения стержней СУЗ, сигналов ВРД и результатов расчета по программе "ПРИЗМА-М". Полученные материалы сохраняются для расчетного определения и последующего анализа aj, aw.

За 5 – 10 минут до начала измерений включается быстрая синхронная регистрация параметров, существенных для измерения aj, .

П.1 Штатный метод измерений

П.1.1 Регуляторы уровня воды в БС переводятся с автоматического на дистанционное управление. После выдержки в течение 1 мин. синхронным воздействием на клапаны левого и правого питательных узлов производится одновременное увеличение расходов питательной воды (Gпв ) по половинам реактора на величину ~100 т/ч. Изменение расходов питательной воды должно быть одноразовым и осуществляется за время ~10 с.

П.1.2 Затем производится выдержка в течение 2 мин. без ручного перемещения стержней СУЗ, в ходе которой паросодержание в реакторе уменьшается, что при положительном aj, должно вызвать итоговое уменьшение мощности и, возможно, перемещение стержней АР из активной зоны, а при отрицательном aj - итоговое увеличение мощности и, возможно, перемещение стержней АР в зону.

Примечание – Наблюдается следующее типичное поведение мощности (разбаланса) после возмущения Gпв (на примере положительного возмущения):

- первые ~ 35 с – реакции практически нет (транспортное запаздывание фронта возмущения в опускных трубах, ГЦН, НВК);

- следующие ~ 10 c – изменение мощности в сторону, противоположную ожидаемой, в данном случае увеличение мощности на 0.5 – 0.6 % от исходной;

- следующие ~ 15 c – возврат мощности из "неправильного" изменения и стабилизация на уровне, называемом здесь итоговым. По итоговому уровню ( через 2 мин. после возмущения Gпв ) и определяются знак и величина aj.

Изменения Gпв, положения стержней АР, мощности и других параметров по п. Б.3 регистрируются на ОРС-Ф, на серверах архивации ВИ СКУЗ, ВИ АЗРТ, а также в стойках ДРЕГ-Ц ИИС "СКАЛА-микро".

За время выдержки ожидается увеличение уровня в БС на ~40 мм.

П.1.3 По окончании выдержки (~2 мин) расходы питательной воды также одновременно по половинам КМПЦ уменьшаются на ~200 т/ч на каждую сторону, т. е. устанавливаются Gпв, на ~ 100 т/ч меньшие, чем в исходном состоянии.

После выдержки в течение 2 мин. расходы питательной воды возвращаются в исходное состояние, и после этого вводятся в работу автоматические регуляторы уровня в БС.

П.1.4 При изменении расходов питательной воды операторы контролируют вносимые возмущения Gпв, изменение уровней в БС и запасы до действующих уставок защит по этим параметрам. Наибольшего внимания требует состояние после отрицательного возмущения Gпв : в этом случае не только сами расходы питательной воды изменяются в сторону уставок защит, но через 35 с сами уставки вслед за мощностью реактора могут увеличиться на 0.5 – 1 % навстречу изменению Gпв.

П.1.5 Первый цикл возмущений Gпв на +100 /-200 т/ч на сторону реактора производится как оценочный, без использования результатов при расчете величины aj. После его проведения по величине изменения уровня в БС оценивается возможность проведения основных циклов с амплитудой изменения Gпв = ±200 т/ч от стационарного значения.

При наличии такой возможности действия по синхронному изменению расхода питательной воды повторяются, но с увеличением Gпв по ~ 200 т/ч на сторону, а затем – с уменьшением Gпв по ~ 400 т/ч на сторону и последующим возвращением Gпв в исходное состояние.

Цикл возмущения Gпв по +200/-400 т/ч на сторону производится троекратно с промежуточной стабилизацией параметров реактора и установкой стержней АР на (3.0 ± 0.2) м по УП.

П.1.6 После окончания циклов возмущения Gпв и стабилизации параметров реактора в течение ~ 2 мин. производится «взвешивание» четверки стержней АР на участке, близком к участку отработки стержней при внесении возмущений по расходу питательной воды.

Для этого стержни АР за счет перекомпенсации устанавливаются в положение, соответствующее их среднему положению на верхней границе участка их отработки (при отсутствии отработки – на 3.0 м по УП). Затем стержни АР переводятся на ручное управление и однократным воздействием на ключ ручного управления вводятся в зону на 0,4¸0,5 м. Вводимая реактивность регистрируется на ОРС ВИУР и/или реактиметром (на шкале 0,05 bэф) и не должна превышать 0,03 bэф.

Фактическое перемещение стержней АР контролируется визуально и записывается. После перемещения стержней делается выдержка в течение ~1 мин. Изменение мощности реактора допускается не более 6% от номинальной (в рабочих программах указываются конкретные абсолютные значения в МВт.).

В ходе выдержки ручное перемещение стержней СУЗ не производится. Уставка задатчика мощности снижается так, чтобы обеспечивать близкий к нулю суммарный разбаланс в измерительной части АР.

По окончании выдержки АР включается в работу, и мощность реактора восстанавливается.

После "взвешивания" выполняется экспресс-оценка эффективности («веса») стержней на рабочем участке и оценка величины .

При получении результата, отличающегося более чем на 0,5·10-4 bэф/МВт от расчетной величины , проводится второе "взвешивание". Для обработки измерений по определению в этом случае используются усредненные значения «веса» участков стержней, равно как и границы самих участков (начальные и конечные положения).

П.1.7 Регистрация параметров не прерывается в течение всех работ по измерению aj. По окончании измерений регистрация останавливается. Полученные файлы регистрации копируются на внешний носитель для обработки персоналом ОЯБиН.

Общая продолжительность измерений – около одного часа.

Обработка результатов измерений может производиться путём вычисления значения aj по каждому опыту и дальнейшего усреднения с весами, пропорциональными введённым возмущениям (традиционный метод) или путём решения системы уравнений баланса реактивности по числу опытов (метод наименьших квадратов). Алгоритмы обработки приведены в приложениях Т и У соответственно.

П.2 Метод малых возмущений (ММВ) при измерении парового коэффициента реактивности

П.2.1 Определение aj методом ММВ отличается от штатного способа прежде всего тем, что амплитуда возмущения Gпв не превышает ~100-120 т/ч.

Знак возмущения Gпв при измерениях ММВ выбирается из условия не допустить перемещения стержней АР.

С этой целью при положительном исходном разбалансе АР (до + 0.5 %) производится увеличение Gпв и наоборот. После выдержки ~ 2 мин. расходы питательной воды возвращаются к исходному значению, включаются регуляторы уровня в БС, и параметры РУ стабилизируются.

При большом исходном разбалансе АР (более + 0.5 %) начинать положительное возмущение по Gпв нецелесообразно из-за возможности выхода за зону нечувствительности АР при "неправильном" начальном ходе мощности, см. П.1.2. Аналогичные ограничения накладываются и на момент ввода отрицательного возмущения.

П.2.2 Опыт по «взвешиванию» стержней АР при использовании ММВ может не проводиться, если в большей части циклов возмущения Gпв перемещения стержней АР не происходило. Возможно проведение "взвешивания" небольшого участка стержней АР без перевода исполнительной части АР на ручное управление путем кратковременного воздействия на ключ задатчика мощности.

П.2.3 Преимуществами ММВ по сравнению со штатным методом являются:

-  уменьшение амплитуды возмущений Gпв, что способствует повышению безопасности выполнения работ по определению aj и позволяет проводить измерения без снижения мощности реактора;

-  необязательность проведения «взвешивания» стержней АР или проведение "взвешивания" без вывода АР из работы.

П.2.4 Основным недостатком ММВ является повышенная погрешность единичного измерения aj, поэтому для достижения уровня точности результата, полученного штатным методом, требуется проведение бóльшего числа циклов возмущения Gпв.

Обработка результатов измерений может производиться путём вычисления значения aj по каждому опыту и дальнейшего усреднения с весами, пропорциональными введённым возмущениям (традиционный метод) или путём решения системы уравнений баланса реактивности по числу опытов (метод наименьших квадратов). Алгоритмы обработки приведены в приложениях Т и У соответственно.

Приложение Р

(обязательное)

Метод измерения быстрого мощностного коэффициента реактивности

Р.1 Определение величины быстрого мощностного коэффициента реактивности (aw) основано на регистрации изменения нейтронной мощности реактора при введении небольшой (до 0,1 bэф) отрицательной реактивности путем ввода в активную зону критического реактора стержней СУЗ.

Р.2 Измерение aw с возмущением не более 0,03 bэф и снижением мощности не более чем на 6% от исходной проводится совместно со «взвешиванием» участка стержней АР во время измерения aj.(см. П.1.6)

Р.3 Измерение aw с возмущением ~ 0,1 bэф производится при планируемом снижении мощности реактора (например на первой ступени снижения мощности).

Исходное состояние реактора – работа на стационарном уровне мощности в диапазоне от 700 МВт(т) до номинального. В работе находится АРВ (АРБ), регуляторы давления и уровней в БС, все защиты в соответствии с Технологическим регламентом эксплуатации.

Измерения проводятся при работе в полном объёме не менее одного комплекта КСКУЗ, ВИ СКУЗ и ИИС с программой "ПРИЗМА-М".

Выбираются 12 частично погруженных стержней СУЗ, с помощью которых предполагается внести необходимое возмущение. Координаты стержней указываются в рабочей программе. Выбранные стержни должны быть равномерно распределены по квадрантам активной зоны и находиться на отметке 2¸5 м по УП.

Стержни работающего АР за счет перекомпенсации устанавливаются в положение, обеспечивающее отработку возмущения на линейном участке характеристики (3.5¸4.0 м по УП).

В исходном стационарном состоянии блока не более, чем за 30 мин. до начала измерений производится копирование на внешний носитель базы данных ИИС, включая результаты расчета технологических параметров реактора по программе ПРИЗМА-М, а также выдаются распечатки основных технологических параметров блока, загрузки, энерговыработки, положения стержней СУЗ, сигналов ВРД и результатов расчета по программе "ПРИЗМА-М". Полученные материалы сохраняются для расчетного определения и последующего анализа aw.

За 5 – 10 минут до начала измерений запускаются средства быстрой синхронной регистрации параметров, существенных для измерения aw.

Работающий АР выводится из работы, и набранные 12 стержней однократным воздействием на ключ ручного управления вводятся в активную зону на ~ 0,3 м.

Вводимая реактивность регистрируется на ОРС ВИУР и/или реактиметром (на шкале 0.2 bэф) и не должна превышать 0.1 bэф.

Фактическое перемещение стержней контролируется визуально и записывается. После перемещения стержней делается выдержка в течение ~40 с. Изменение мощности реактора допускается не более 15% от исходной (в рабочих программах указываются конкретные абсолютные значения в МВт.).

В ходе выдержки ручное перемещение стержней СУЗ не производится. Уставка задатчика мощности снижается ВИУРом так, чтобы обеспечивать близкий к нулю суммарный разбаланс в измерительной части АР.

По окончании выдержки АР включается в работу, и мощность реактора стабилизируется на уровне, указанном в графике дальнейшей работы энергоблока..

Регистрация параметров продолжается в течение 1 мин. после опыта.

Р.4 Обработка результатов измерений для получения величины aw(Wизм) должна выполняться с учетом обратных связей (приложение Т) и поправок на пространственные эффекты (приложение Е.3).

Р.5 Пересчет aw, на иной по сравнению с режимом измерений уровень мощности для заполнения паспорта РУ вследствие существенной взаимной компенсации составляющих поправки для диапазона мощностей МВт является не обязательным.

Измерения на мощности в районе 50% Wном, как правило, сопровождаются повышением ОЗР. В этом случае aw значительно больше по абсолютной величине, чем обычно. Результаты таких измерений вносить в паспорт РУ не рекомендуется.

Приложение С

(обязательное)

Методы измерения температурных коэффициентов реактивности

С.1 Метод измерения коэффициента реактивности по температуре графита

С.1.1. Измерения коэффициента реактивности по температуре графита (aс) должны производиться при работе на стационарном уровне мощности от 45 до 70 % от номинальной. Длительность работы реактора в стационарном режиме перед проведением измерений - не менее 8 часов.

Определение aс производится по сопоставлению результатов измерения температуры графита и запаса реактивности при изменении состава газовой смеси продувки реакторного пространства.

С.1.2 Измерения проводятся при работе в полном объёме не менее одного комплекта КСКУЗ, ВИ СКУЗ и ИИС с программой "ПРИЗМА-М".

В исходном стационарном состоянии блока не более, чем за 30 мин. до начала измерений производится копирование на внешний носитель базы данных ИИС, включая результаты расчета технологических параметров реактора по программе ПРИЗМА-М, а также выдаются распечатки основных технологических параметров блока, загрузки, энерговыработки, положения стержней СУЗ, сигналов ВРД, всех термопар графита и результатов расчета по программе "ПРИЗМА-М", включая расчетную температуру графита в каждом стыке графитовых колонн в пределах активной зоны. Одновременно должен быть выполнен анализ состава газовой смеси в РП. Полученные материалы сохраняются для расчетного определения и последующего анализа aс.

С.1.3 В течение 3-8 часов производится изменение состава газовой смеси продувки реакторного пространства (перевод газового контура на продувку РП чистым азотом или наоборот, интенсивная подача в РП чистого гелия). В процессе изменения температуры графита мощность реактора поддерживается действием АР и перемещением регулирующих стержней ВИУРом с колебаниями мощности реактора не более ± 1%.

Среднее высотное распределение энерговыделения в реакторе в процессе измерений должно поддерживаться близким к исходному.

Результаты расчета температуры графита, показания внутриреакторных термопар и датчиков энерговыделения должны регистрироваться не реже чем через 1 мин. копированием БД ИИС на внешний носитель.

Максимальная расчетная температура в углах графитовой кладки не должна превышать 700°С.

С.1.4 Достигнутый стационарный режим с измененным составом газовой смеси продувки реакторного пространства поддерживается в течение времени, необходимого для стабилизации средней температуры графита и ее высотного распределения (при измерении температуры графита не менее чем по 4 термопарам в пределах активной зоны). По достижении стабилизации должен быть выполнен анализ измененного состава газовой смеси в РП

По окончании измерений устанавливается режим продувки РП, необходимый для дальнейшей работы реактора.

С.1.5 Определение значения aс производится по формуле:

(С.1)

где: ,

- суммарное изменение ОЗР по «Призме» в исходном и конечном стационарных состояниях, ст. РР;

- изменение ОЗР, обусловленное изменением концентрации ксенона и самария (расчет), ст. РР;

- изменение ОЗР, обусловленное изменением среднего выгорания топлива, ст. РР,

,

здесь: - время регистрации параметров, сутки,

- темп выгорания (0,6 ст. РР/сутки),

- мощность реактора при измерениях, Мвт(т),

- номинальная мощность реактора, Мвт(т);

- изменение ОЗР, обусловленное увеличением поглощающей способности азота по сравнению с гелием (эта поправка составляет 1 ст. РР для замены смеси с 90 % гелия на чистый азот), ст. РР;

- средний “вес” одного стержня РР при расчете ОЗР (допускается использование оценки среднего "веса" стержня через оценку ОЗР по расчетным кодам для достигнутого стационарного состояния).

- изменение средневзвешенной с квадратом объемного энергораспределения. температуры графита, измеренной по термопарам, °С..

, (С.2)

где:

, (С.3)

Поскольку величину запаса реактивности в первом приближении можно представить в виде: , где - глубина погружения -го стержня, то , где - абсолютная погрешность измерения положения стержней. Учитывая также, что , для практических оценок погрешности преобразуем (С.3) к виду:

. (С.4)

При обычных для РБМК-1000 условиях проведения измерений ds =±0.05 м, dT = ±5.5 °С, = ±0.05. Рекомендуемые величины погрешности других параметров: =0.1, =0.1, 0.1 (при учете ). Погрешность определения aс в этом случае составляет от 25 до 30 %.

С.2Метод измерения температурного изотермического коэффициента реактивности

С.2.1 Измерения изотермического коэффициента реактивности проводятся на расхоложенном, разотравленном реакторе. До начала разогрева реактора температура графита и воды КМПЦ должны быть не более 80 °С.

С.2.2 Разогрев реактора осуществляется работающими ГЦН до температуры ~ 130÷150 оС.

С.2.3 Определение изотермического коэффициента реактивности проводится по результатам измерения подкритичностей холодного и разогретого реактора. Соответствующие выражения для величины коэффициента и оценки погрешности в его определении имеют вид:

at = , (С.5)

. (С.6)

С.2.4 Определение изотермического коэффициента реактивности в критическом состоянии проводится по схеме, аналогичной той, которая принята для оценки величины эффектов реактивности при обезвоживании КМПЦ и КОСУЗ, т. е. по разнице в числе извлеченных стержней при выходах в критсостояние с разной температурой.

При положительном значении для оценки «разницы» может использоваться градуировочная кривая реактивности, отражающая ее поведение при последовательном вводе стержней, извлекавшихся последними при выводе реактора в холодное критсостояние (аналогично М.4- М.5 (приложение М).

Приложение Т

(обязательное)

Алгоритмы обработки данных для определения величины парового и мощностного коэффициентов реактивности.

Традиционный метод

Т.1 aj. определяется по результатам измерения параметров реактора блока в исходном состоянии, изменения основных технологических параметров в опыте, а также отработки АР и данных опыта по "взвешиванию" участка стержней АР.

Т.2 Исходными данными для обработки являются:

-  токи датчиков контроля энерговыделения по высоте (ВРД-В);

-  данные программы ПРИЗМА-М о распределении энерговыделения по половинам реактора;

-  загрузка реактора (число ТВС, ДП и СВ) по половинам реактора;

-  значения расходов КМПЦ, расходов питательной воды, давлений в БС, температур воды во всасывающих коллекторах, давлений в напорных коллекторах (по половинам КМПЦ), температур питательной воды в деаэраторах и тепловой мощности реактора – в исходном состоянии;

-  изменение расходов КМПЦ, расходов питательной воды, давлений в БС (по половинам), мощности реактора – в возмущенном состоянии;

-  эффективность («вес») взвешенного участка АР, отработка АР в опыте с возмущением Gпв, перемещение стержней АР при «взвешивании»;

-  величина допплеровской составляющей быстрого мощностного эффекта реактивности.

-   

Т.3 Для исходного состоянии рассчитываются следующие поканальные параметры, усредненные по левой и правой половинам реактора (л/п ):

- средняя мощность ТВС - ,

- средний расход теплоносителя на ТВС - ,

- энтальпия воды на входе - , ,

где: W - тепловая мощность реактора, МВт;

WH - номинальное значение W;

  aл/п - относительная доля тепловой мощности в половине реактора (по данным программы «ПРИЗМА-М»);

- число ТВС, ДП, СВ в половине реактора;

-  расход теплоносителя в КМПЦ через половину реактора, т/час;

- то же, м3 /час (измеренное);

- расход питательной воды на половину реактора, т/час;

iпв  = f (tпв) -  энтальпия питательной воды;

РД  - давление в деаэраторе, кгс/см2;

i¢ с = f ( Рбс ) - энтальпия воды в барабане-сепараторе;

Рбс  - давление в барабан-сепараторе;

 uвх = f ( Рнк, tнк ) – удельный объем воды на входе, м 3/кг;

Рнк - давление в напорном коллекторе, кгс/см2;

tвк - температура во всасывающем коллекторе, °С;

tпв - температура питательной воды после смешения с продувочной,°С.

Т.4 Теплотехнические параметры по длине рабочего канала реактора (отдельно по половинам) определяются путем теплогидравлического расчета [25].

Т.4.1 Весь тракт теплоносителя от входа в активную зону до барабана-сепаратора разбивается на расчетные участки (96 - активная зона, 23 – верхний тракт и ПВК). Параметры теплоносителя на каждом участке считаются приведенными к выходному сечению. Расчет ведется от барабана-сепаратора против течения теплоносителя.

Т.4.2 На выходном необогреваемом участке применяются следующие расчетные зависимости:

;

;

;

  ;

;