Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Обзор литературы и постановка задачи исследований 11
1.1. Обзор тренажеров в ядерной энергетике 11
1.2. Обзор «Советчиков» оператора в ядерной энергетике 14
1.3. Причины создания КИПО на ВВР-ц 16
1.4. Постановка задачи исследований по созданию КИПО на ВВР-ц 17
Глава 2. ВВР-ц как объект для создания комплекса информационной поддержки оператора 18
2.1. Основные отличия ВВР-ц от энергетических реакторов 18
2.2. Цели создания КИПО для ВВР-ц 19
2.3. Отличие предлагаемого КИПО от существующих аналогичных систем на других реакторах... 20
Глава 3. Предварительные сведения, необходимые для разработки КИПО 21
3.1. Обзор аварийных срабатываний ВВР-ц 21
3.1.1. Распределение аварийных срабатываний A3 по причинам 22
3.1.2. Аварийные срабатывания с различных точек зрения 23
3.1.3. Обработка данных по аварийным срабатываниям A3 24
3.1.3.1. Метод последовательного усложнения модели 24
3.1.3.2. Теория нечетких множеств 28
3.2. Роль ошибок персонала в аварийных срабатываниях 42
Глава 4. Общее описание КИПО 43
4.1. Структура КИПО 43
4.2. Алгоритм работы программы КИПО 45
4.2.1. Структура математической модели реактора 46
4.2.1.1. Модель активной зоны 48
4.2.1.2. Модель отравления 49
4.2.1.3. Модель мощностного эффекта реактивности 50
4.2.1.4. Модель температурного эффекта реактивности 55
4.2.1.5. Модель выгорания 58
4.2.1.6. Модель первого контура 60
4.2.1.7. Модель второго контура 61
4.2.1.8. Модель градирни 62
4.2.2. Режимы работы КИПО 66
4.2.2.1.Основной режим 66
4.2.2.2. Режим тренажера 67
4.2.2.3. Алгоритмы выдачи «советов» и информационных сообщений 68
Глава 5. Методы и алгоритмы оценки неизмеряемых параметров, используемых в КИПО 84
5.1. Описание математических моделей используемых в КИПО 84
5.1.1. Отравление реактора |35Хе 84
5.1.2. Изменение температуры теплоносителя 1-го контура 85
5.1.3. Изменение температуры 2-го контура 87
5.1.4. Изменение мощности реактора (изменение температуры воды в 1-ом и 2-ом контурах во времени) 88
5.1.5. Изменение температуры воды в активной зоне 90
после аварийного останова реактора 90
5.2. Используемые константы для математических моделей и их экспериментальное уточнение.. 105
5.2.1. Стационарное отравление реактора 105
5.2.2. Время циркуляции теплоносителя 1-го контура 106
5.2.3. Время циркуляции теплоносителя П-го контура 110
Заключение по диссертации 113
Литература 115
- Постановка задачи исследований по созданию КИПО на ВВР-ц
- Отличие предлагаемого КИПО от существующих аналогичных систем на других реакторах...
- Аварийные срабатывания с различных точек зрения
- Изменение мощности реактора (изменение температуры воды в 1-ом и 2-ом контурах во времени)
Введение к работе
Актуальность проблемы. Атомная энергетика в своем современном состоянии предъявляет повышенные требования к надежной и безопасной эксплуатации реакторных установок (РУ). Одним из аспектов этого является требование создания на исследовательских реакторах «...систем информационной поддержки оператора, обеспечивающих представление персоналу информации о текущем состоянии ИЯУ» (см. п. 2.4. [30], п. 3.4.2. [5]). Одновременно с этим отсутствуют какие-либо рекомендации по структуре, составу и функциям этих систем. Поэтому создаются функциональные тренажеры и комплексы только для конкретных исследовательских реакторов. Поскольку ИЯУ сильно различаются по характеристикам, не_... возможно разработать универсальную систему информационной поддержки оператора. Поэтому актуальна задача разработки Комплекса Информационной Поддержки Оператора реактора \ (КИПО) ВВР-ц. Он позволит снизить вероятность ошибки инженера оператора реактора при управлении, а также поможет лучше узнать принципы управления при прохождении подготовки к данной должности. Особенно КИПО будет полезен для СИУРов с малым опытом эксплуатации ВВР-ц.
Объектом исследования представленной работы является исследовательский ядерный реактор ВВР-ц. v Предметом исследования является поведение исследовательского ядерного реактора ВВР-ц при различных режимах работы, как основа создания Комплекса Информационной Поддержки Оператора.
Цели и задачи работы. Целью настоящей работы является разработка КИЛО для снижения вероятности ошибочных действий оперативного персонала ВВР-ц, как в режиме нормальной эксплуатации, так и в нештатных ситуациях. Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:
1. Проанализировать состояние исследований тренажеров и «советчиков» операторов в ядерной энергетике на настоящий момент,
2. Предложить структуру реализации и состав КИПО в соответствии с современными требованиями.
3. Разработать математические модели поведения реакторной установки как компоненты, составляющие КИПО, а также определить значения нейтронно-физических, тепло-гидравлических и других констант, используемых в них.
4. Создать КИПО в виде программного продукта и провести испытания на ИЯР ВВР-ц.
Научная новизна выполненной работы:
- создана методика формирования «советов» на основе анализа минимума входных параметров реактора;
- выработаны критерии анализа эксплуатационных данных по срабатываниям аварийной защиты реактора ВВР-ц \
- произведена коррекция формулы для определения температуры теплоносителя в активной зоне при аварийном останове, с учетом особенностей ИЯР ВВР-ц,
Практическая значимость работы:
- созданный комплекс информационной поддержки оператора реактора ВВР-ц позволяет оператору экономить время для определения допустимого времени стоянки при аварийном останове реактора, длительности «йодной ямы» и других параметров, требующих использования специализированных номограмм и таблиц. Тем самым, его другие действия и команды становятся более продуманными и правильными, что улучшает безопасную эксплуатацию исследовательского реактора и снижает вероятность ошибок; - КИПО дает возможность проводить подготовку персонала на тренажере реактора, анализируя наиболее сложные переходные режимы ВВР-ц. Таким образом, повышается профессионализм и улучшается осознанность принятия решений у молодых операторов реактора, что увеличивает «культуру безопасности» персонала. Степень достоверности результатов работы близка к имеющимся данным в эксплуатационной документации ВВР-ц, используемой оперативным персоналом на пульте управления реактором (расчетные таблицы, схемы, номограммы, инструкции). Ряд данных КИПО (коэффициенты реактивности) используется для определения текущего запаса реактивности во время компании, а также при планировании и проведении экспериментов.
Прогнозный расчет изменения запаса реактивности отличается от экспериментальных значений не более чем 0.05 %, что составляет около 15 % на конец недельного цикла. Расчет времени вынужденной стоянки в «йодной яме» после аварийного заглушения отличается от реального времени на 10 -15 мин, что составляет менее 1% (кампания 05-09.05.99 г.) [6].
Основные положения, выносимые автором на защиту.
1. Предложенная структура и реализация КИПО.
2. Метод анализа эксплуатационной информации - «метод последовательного усложнения модели», использованный для обработки данных по срабатываниям аварийной защиты за время эксплуатации ВВР-ц.
3. Результаты рассмотрения эксплуатационных данных по срабатываниям аварийной защиты реактора ВВР-ц.
4. Разработанная модель теплообмена первого и второго контуроё реактора, с учетом особенностей ИЯР ВВР-ц.
5. Система советов оператору, реализованная в КИЛО.
Личное участие автора
Автор участвовал в качестве исполнителя на всех этапах разработки КИЛО [6, 32]. Лично автором были выработаны критерии анализа аварийных заглушений реактора ВВР-ц [18], предложена коррекционная формула для расчета температуры теплоносителя в первом контуре реактора при аварийном останове [31]. Он разработал перечень «советов» и информационных сообщений, критерии их формирования, а также «метод последовательного усложнения модели». Автор производил измерения нейтронно-физических и тепло-гидравлических параметров реактора. С его непосредственным участием разрабатывались и проводились эксперименты на реакторе ВВР-ц. Впервые им была предложена методика измерения пустотного коэффициента реактивности [45].
Апробация
\ Основные результаты работы докладывались на конференциях
1. III научно-техническая конференция «Научно-инновационное сотрудничество», 2004, МИФИ, Москва.
2. Международный рабочий семинар -2004 «Safety improvements through lessons learned from operational experience in nuclear research facilities.», 2004, ИАТЭ, Обнинск;
3. VII отраслевое совещание по обсуждению вопросов повышения безопасности ИЯУ России, 2005, НИИАР, Димитровград;
4. VIII отраслевое совещание по обсуждению вопросов повышения безопасности ИЯУ России, 2006, НИИАР, Димитровград;
5. Международная научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке», 2006, НИКИЭТ, Москва
Структура и объем диссертации
Работа изложена на 130 страницах, содержит 40 рисунков, 8 таблиц, список литературы из 63 наименований на 6 страницах и 4 приложений на 10 страницах. Работа состоит из введения, пяти глав и заключения.
Краткое содержание диссертации.
Первая глава посвящена анализу существующих литературных источников по проблемам тренажеров и «советчиков» в ядерной отрасли. Формулируются причины создания КИПО для реактора ВВР-ц. Ставятся задачи, которые необходимо решить для создания КИПО:
1. Определиться со структурой и составом КИПО, количеством используемых сигналов, а также имитационной аппаратурой;
2. Сформулировать перечень «советов» и информационных сообщений, предъявляемых оперативному персоналу;
3. Разработать математические модели отдельных компонент, составляющих КИПО;
Определить значения нейтронно-физических и тепло-гидравлических констант, используемых в математических моделях для КИЛО.
Вторая глава описывает реактор ВВР-ц как объект исследования. Показаны основные отличия исследовательского реактора от энергетических реакторов. Сформулированы цели создания КИПО. Показан ряд принципиальных отличий предлагаемого комплекса от существующих в настоящее время «советчиков» и информационных систем.
В третьей главе приводятся результаты обзора аварийных заглушений реактора ВВР-ц с момента пуска (1964 г.), различные способы обработки данных по внеплановым остановам реактора. В частности предложен метод «последовательного усложнения модели».
Четвертая глава содержит предлагаемую структуру КИПО. Описаны математические модели отдельных компонент ВВР-ц, которые составляют модель комплекса. Представлен ряд экспериментальных работ по определению величин различных эффектов реактивности реактора ВВР-ц (мощностной, температурный). Обсуждены режимы работы КИЛО (основной режим, режим тренажера), а также алгоритмы выдачи «советов» и информационных сообщений.
В пятой главе представлены методы и алгоритмы оценки неизмеряемых параметров, используемых в КИПО. Подробно представлено описание математических моделей реализуемых в КИПО. Предложена скорректированная формула оценки поведения температуры теплоносителя после аварийного заглушения в первом контуре реактора ВВР-ц в зависимости от времени после останова, времени работы реактора и других факторов.
В заключении подведены итоги работы над проектом КИПО, показаны результаты решения сформулированных задач и внедрения комплекса на реакторе ВВР-ц.
Постановка задачи исследований по созданию КИПО на ВВР-ц
Для того чтобы создать КИЛО необходимо решить следующие задачи: 1. Определиться со структурой и составом КИЛО, количеством используемых сигналов, а также имитационной аппаратурой; 2. Сформулировать перечень «советов» и информационных сообщений, предъявляемых оперативному персоналу; 3. Разработать математические модели отдельных компонент, составляющих КИПО; 4. Определить значения нейтронно-физических и тепло-гидравлических констант, используемых в математических моделях для КИПО. Выводы: Работы по созданию тренажеров и «советчиков» актуальны и ведутся на объектах использования атомной энергии. Все они являются уникальными и не могут быть использованы на других установках. В связи с этим, поставлена задача создания комплекса информационной поддержки оператора реактора для ВВР-ц. Был изучен ряд тренажеров на предмет целесообразности их использования для ВВР-ц. Все они созданы под конкретный блок или установку, и не могут быть использованы полностью для ВВР-ц. Однако некоторые принципы могут быть использованы для построения КИПО. Далее приводится ряд основных отличий ВВР-ц от других реакторов. Существует ряд отличий ВВР-ц от энергетических реакторов как конструкционных так и функциональных.
Проведем сравнение с ВВЭР5, так как он конструкционно наиболее близок к ВВР-ц. Вот некоторые из них: - малый объем активной зоны (высота - 600 мм, диаметр - 600 мм т.е. V»207 л) (ВВЭР высота- 3560 мм, диаметр - 3160 мм); - высокое обогащение топлива 36% (ВВЭР - до 3.6%); - реактор бассейнового типа (ВВЭР корпусной; давление до 16 МПа); - расход теплоносителя через АкЗ реактора до 1400 м /час (ВВЭР - 84 800 м3/час); - низкие температуры теплоносителя внутри а.з. на стенке ТВС - до 95 С0 (ВВЭР - температура на выходе до 320 С0); - количество ТВС в АкЗ 70 шт. (ВВЭР - 163 шт.); - отсутствует ряд оборудования и устройств (турбина, парогенератор, деаэратор и т.д.); - малая компания 40 -И 00 часов (ВВЭР более 6000 часов); - мобильный режим работы (частые изменения уровня мощности) (ВВЭР базовый режим работы); - перегрузка топлива 1-2 ТВС в две недели (1/70 часть зоны) для ВВЭР перегрузка около 50 ТВС один раз в год (1/3 часть зоны). - однопетлевой (ВВЭР - 4 петли); 3 Сравнение проведено с серийным блоком ВВЭР-1000 [58, 60, 63]. - присутствие в активной зоне и рядом с ней множества экспериментальных каналов и устройств (ВВЭР - отсутствуют экспериментальные устройства); - наличие в активной зоне и отражателе большой массы металла в виде экспериментальных каналов и устройств, ухудшающих нейтронный баланс и требующих повышенного обогащения топлива (ВВЭР - сведено к минимуму влияние на нейтронный баланс внутрикорпусных устройств или изготовление их из малопоглощающих нейтроны материалов, например Zr). - наличие в баке тепловой колонны и горизонтальных шиберов нейтронных пучков, ухудшающих нейтронный баланс (ВВЭР - отсутствуют подобные устройства); - основное предназначение - производство радиофармпрепаратов, ядерное легирование кремния и радиационные исследования (ВВЭР -производство электроэнергии). В связи с вышеперечисленными различиями, потребовалось разрабатывать КИПО специально для ВВР-ц. Однако, наиболее приемлемые пути и подходы в разработке других тренажеров и «советчиков» применены и в данном случае. 2.2. Цели создания КИПО для ВВР-ц Сформулируем цели, для достижения которых создается КИПО, а также определим круг специалистов, которые могут воспользоваться информацией КИПО. 1. Обучение персонала особенно СИУРов перед сдачей квалификационных экзаменов (например, при приеме на работу новых сотрудников); 2. Тренировка оперативного персонала (инженер по управлению реактором, начальник смены реактора); 3. Проигрывание сценариев работы реактора (например, для тренажа персонала из группы технологов); 4. Наиболее точное определение «допустимого времени стоянки» и «глубины йодной ямы» при аварийном останове реактора для ориентировки начальника смены и группы технологов; 5. Выдача «советов и рекомендаций» при работе реактора для инженера по управлению реактором. Даже частичное выполнение этих целей значительно облегчит эксплуатацию ВВР-ц, снизит вероятность ошибок в работе персонала, что приведет к значительному экономическому эффекту для филиала НИФХИ. Кроме того, повысится надежность эксплуатации ИР и возрастет «культура безопасности» персонала [32].
Отличие предлагаемого КИПО от существующих аналогичных систем на других реакторах...
Можно обозначить ряд принципиальных отличий предлагаемого КИЛО от существующих тренажеров и информационных систем: 1. Для реакторов типа ВВР-ц (один в России, второй в Казахстане) нет никакого подобного информационного комплекса; 2. Предполагается использование минимума входных сигналов; 3. Рабочее место тренажера (советчика) может быть установлено в пультовой (ГЩУ) реактора или в ином подходящем помещении; 4. Используется минимальный набор оборудования (персональный компьютер и устройство сопряжения). Выводы: сформулированные цели создания КИПО помогут оперативному персоналу существенно улучшить подготовку к сдаче экзаменов. При работе реактора «советы» и информационные сообщения облегчат принятие правильных решений оператору реактора и сэкономят время от рутинных расчетов, в условиях стресса, при внеплановом останове ВВР-ц. Рассмотрим эксплуатацию ВВР-ц с точки зрения стабильности работы. Ретроспективный обзор данных эксплуатации показывает, что режим работы реактора не был стабильным в плане поддержания заданной мощности, так как имели место внеплановые остановы реактора. Поэтому, чтобы лучше очертить области приложений КИПО, необходимо провести анализ аварийных срабатываний. Рассмотрим все случаи срабатывания аварийной защиты A3 за время эксплуатации реактора, начиная от пуска (1964 г.). 1. Классифицируем их по причинам срабатывания: а) ошибки или неквалифицированные действия персонала, включая ошибки СИУРа; б) неисправные приборы; в) подсадка напряжения в электросети, питающей реактор; г) неисправности экспериментальных устройств, функционирующих на реакторе; д) невыясненные случаи (вероятнее всего, отказ приборов, включенных в цепочку аварийной защиты); 2. Обобщим результаты классификации и анализа и сделаем выводы о мерах, необходимых для уменьшения количества срабатываний на реакторе ВВР-ц. Анализ аварийных срабатываний ВВР-ц проведен в работах [18, 32]. Введем понятие аварийное заглушение, «не представляющее интерес».
Это те ситуации, когда восстановление мощности реактора не требует серьезных усилий после установления причины срабатывания аварийной защиты. Например: заглушение реактора произошло на минимально контролируемом уровне мощности реактора (МКУ). Нет ограничения по времени (глубина йодной ямы минимальна, поэтому изменения запаса реактивности не наблюдается) и поэтому в таких ситуациях оценить квалификацию персонала затруднительно. Другие случаи - это когда в момент заглушения запас реактивности р 0.1% (это примерно 30-40 ч. работы на обычных6 уровнях мощности) как и в предыдущем примере запас по времени велик («допустимое время стоянки» больше 30 мин.) и позволяет спокойно, не концентрируя все силы и квалификацию, устранить неисправность и восстановить мощность реактора. Наконец, это те случаи, когда мощность не восстанавливали по согласованию или по причинам, не относящимся к физике реактора. Далее будет проведен обзор аварийных срабатываний. За годы работы реактора (1964 - 2000 гг.) всего произошло 143 срабатывания аварийной защиты. 1. Подсадки напряжения - 49 (34.3 %); 2. Ошибки персонала: а) инженер управления реактором (СИУР) - 10 (7.0 %); б) инженер СУЗ, КИША, механики - 12 (8.4%); 3. Неисправности экспериментальных устройств или системы перегрузки- 13 (9.1 %); 4. Неисправность оборудования реактора : а) приборы - 29 (20.3 %); б) невыясненные случаи - 24 (16.8 %); в) механическое оборудование, в том числе системы подачи воды, вентиляции - 6 (4.2 %).
Аварийные срабатывания с различных точек зрения
Аварийные срабатывания можно рассмотреть и с других точек зрения. Имея обзор аварийных срабатываний, можно ответить на ряд вопросов, интересных как в общеобразовательном, так и в профессиональном плане. Например: 1. Зададим вопрос «Всегда ли аварийный останов реактора ведет к попаданию в «йодную яму»?». Ответ: не всегда, аварийные срабатывания, с последующим восстановлением мощности реактора - 89 из 143 (62.2 %). То есть в более чем половине случаев удается вновь запустить реактор и поднять его уровень мощности, необходимый для избежания «йодной ямы»; 2. Вопрос в дополнение к первому: «А трудно ли восстановить мощность реактора, ведь по времени имеются существенные ограничения?». Ответ: Да, трудно, имеются ограничения по времени, зависящие от ряда условий: - мощности на которой работал реактор до заглушения; - начального запаса реактивности; - времени работы реактора до заглушения и т.д. Каждое аварийное заглушение анализируется, с целью проведения тренировочных занятий с персоналом. Часть аварийных заглушений ничему не может научить СИУРов, то есть не интересна, как предмет для анализа и обучения (большой запас реактивности, конец компании и т.д.). Аварийные ситуации «не представляющие интерес» - 65 из 143 (45.5 %). 3. Другой вопрос «А если все же реактор попал в «йодную яму», то вся его предыдущая работа бесполезна и не получится наработать радиофармпрепараты»? Ответ: В некоторых случаях да, если аварийный останов произошел в середине компании, то есть через сутки после начала работы. В случае с ВВР-ц аварийные срабатывания с пропажей продукции «МАК7» (радиофармпрепараты) с 27.03.79 г. - 17 из 43 (39.5 %)8. Однократная пропажа продукции «МАК» в среднем оценивается примерно от 5 -г 15 тыс.$ (зависит от загруженности канала). Это довольно высокий показатель, поэтому, желательно было бы иметь параллельно работающий второй реактор, чтобы снизить риск недопоставки радиофармпрепаратов в медучереждения; 4. Последний вопрос: «Всегда ли аварийная защита срабатывает автоматически без вмешательства СИУРа » Ответ: в 90% случаях да, но иногда СИУР видит негативное развитие ситуации, могущее привести к поломке оборудования реактора, в то время как параметры реактора еще не превысили пределов безопасной эксплуатации.
В этом случае реактор аварийно останавливается СИУРом от кнопки аварийной защиты (КАЗ). Аварийные срабатывания с нажатием КАЗ - 15 из 143 (10.5 %). В ряде случаев при изучении данных эксплуатации или экспериментов на ядерных реакторах необходимо установить, например, наличие или отсутствие в них каких-либо тенденций, приблизительный вид детерминированных зависимостей в данных и т.п. Особенно это важно, когда эксплуатационные данные имеют большой разброс и визуально трудно установить наличие тенденций или их отсутствие, а тем более вид. Здесь предлагается простой в реализации способ обработки данных, позволяющий подбирать детерминированные зависимости в данных и исключающий какой-либо субъективизм в этом процессе [32]. Суть метода в следующем. Предположим, имеется выборка х(7,),х(/2),...,х(/я) объема п из детерминированной зависимости y{t). Эта выборка содержит как саму зависимость y(t), так и погрешности измерений S(t), а также, возможно, природные флуктуации z(i) около y(i). Таким образом, в общем виде Если теоретическая зависимость y{t.) известна, то ее можно подогнать под экспериментальные данные, например, известным методом наименьших квадратов и проблема может возникнуть только с обеспечением точности оценок параметров этой зависимости. В случае, когда теоретическая зависимость неизвестна, один из возможных выходов из положения -подобрать полином подходящей степени. Здесь есть две опасности: 1. Если степень полинома слишком мала, возможно, что будут ошибочно исключены из рассмотрения какие-то важные детали зависимости. 2. Если степень полинома слишком велика, возможна ситуация, когда в построенной зависимости будут учтены подробности, не связанные с изучаемым физическим явлением, а появившиеся из-за погрешностей измерений. В пределе, если степень полинома П -1, то полином пройдет через все экспериментальные точки и опишет все подробности эксперимента, включая погрешности измерений. Пусть В принципе, при достаточном объеме выборки п, по ней методом наименьших квадратов, можно оценить параметры с0,с,,, ?„, при любом т п. Задача как раз и состоит в том, чтобы подобрать подходящее т. Ее можно решать по разному, но представляется (и это проверено на практике), что наилучший способ такой: постепенное наращивание т с остановкой по определенному критерию. Допустим т = О. Тогда подбирается среднее
Изменение мощности реактора (изменение температуры воды в 1-ом и 2-ом контурах во времени)
Рассмотрим изменение уровня мощности реактора. При этом изменяются температуры воды в 1-ом и 2-ом контурах ВВР-ц. В результате этого изменяется вклад температурного эффекта реактивности в общий запас реактивности реактора. В КИПО должен учитываться этот вклад. Для наглядности рассмотрим предельный случай изменения уровня мощности реактора, то есть его аварийный останов. Тем более что одним из мотивов создания КИПО была неопределенность в оценке состояния ряда характеристик ВВР-ц (время до сваливания в «йодную яму», допустимое время стоянки и т.д.) при заглушении реактора. Поэтому, далее рассмотрим аварийный останов реактора.
При аварийном снижении мощности реактора вода в первом контуре остается нагретой. Остаточное тепловыделение в АкЗ рассматриваем вместе с нагретым 1-м контуром. При продолжающейся работе контуров, температура воды в 1-ом и 2-ом контурах снижается, что ведет к возрастанию запаса реактивности за счет температурного эффекта. Рассмотрим несколько внеплановых заглушений ВВР-ц (Рис. 5.3, Рис. 5,4, Рис. 5.5). Определим общую зависимость изменения температуры воды в 1-ом и 2-ом контурах при останове реактора. Зная её, мы сможем определить величину вклада температурного эффекта реактивности, в зависимости от времени, в общий запас реактивности реактора. Определение величины изменения температуры воды производилось «оцифровкой» диаграммных лент. Погрешности измерений оценивались по методике [21].
Представленные графики демонстрируют, что скорости изменения разности температур воды после аварийных заглушений в первом и втором контурах реактора близки. Это значит, что все тепло воды 1-го контура передается воде 2-го контура и подтверждает допущение о том, что потерями тепла в окружающую среду можно пренебречь (п. 5.1.2.). Поэтому в КИПО реализована модель изменения мощности реактора для определения поведения температур воды 1-го и 2-го контуров. То есть учитывается тепло, которое было затрачено на подогрев воды в контурах. Это необходимо для оценки температурного эффекта реактивности в ВВР-ц при переходных режимах.
Рассмотрим аварийное заглушение реактора. При аварийном снижении мощности в активной зоне присутствует остаточное тепловыделение. Скорость нагрева воды 1-го контура определяется следующими процессами: теплом, которое отдают конструкционные элементы активной зоны; делением горючего запаздывающими нейтронами; торможением J3 - и у -излучения продуктов деления горючего, накопившихся за время работы реактора. где: Nocm - количество энергии, затраченное для нагрева воды 1-го контура, NMZH - энерговыделение, вызванное мгновенными нейтронами, NMam. аз - энергия, выделившаяся при остывании конструкционных элементов активной зоны, N3cm - энерговыделение, вызванное запаздывающими нейтронами, Ад у - энерговыделение, вызванное торможением 3 - и у -излучения продуктов деления горючего, накопившихся за время работы реактора.
Для оценки поведения температуры воды в активной зоне рассмотрим слагаемые формулы (5.9) более подробно. Оценим Npt у так как по утверждению [11] NMsH+NMam, аз можно пренебречь через несколько секунд, а величиной N3an также можно пренебречь через 3-5 мин., (через «2 мин доля запаздывающих нейтронов уменьшается в 100 раз [11], а их вклад в общую долю нейтронов и так невелик (для ВВР-ц (3Эфф= 0.67 %)).
Сначала оценим изменение числа запаздывающих нейтронов после внепланового останова реактора. Для определения величины Nm„ после аварийного заглушения реактора был проведен эксперимент по определению изменения нейтронного потока. Для этого, достаточно измерить изменение с течением времени величины нейтронного потока в вертикальном экспериментальном канале активной зоны при внеплановом останове ВВР-ц. Поскольку величина тока ионизационной камеры пропорциональна нейтронному потоку, то по изменению тока можно косвенно оценить изменение во времени потока запаздывающих нейтронов. Производились измерения тока нескольких ионизационных камер в ЛкЗ реактора. Результаты представлены на Рис. 5.6. В эксперименте были задействованы две токовые ионизационные камеры с компенсацией у-фона КНК-53М . Экспериментальные данные подтверждают утверждение [11] о том, что скорость уменьшения нейтронной мощности велика ( за 2 мин в 100 раз).
