Системы контроля и регулирования распределения энерговыделения в реакторах типа ВВЭР

Развитие АЭС идет по пути роста единичной мощности энергоблоков, и позволяет снизить удельный вес затрат на капитальное строительство и эксплуатацию АЭС. Увеличение мощности реактора приводит к увеличению размеров и возрастанию энергонапряженности его активной зоны. Рост удельной мощности приводит к сокращению проектных запасов до предельных состояний топлива и конструкционных материалов. При увеличении размеров активной зоны ухудшается стабильность пространственного распределения нейтронного поля в активной зоне.

В этих условиях для обеспечения экономичной и безопасной эксплуатации реакторной установки необходимо наличие точной и оперативной информации о распределении полей энерговыделения, температуры и других теплотехнических и ядерно-физических параметров внутри активной зоны.

Эту задачу выполняют системы внутриреакторного контроля (ВРК), в состав которых, в общем случае, входят датчики, линии связи, электронная измерительная аппаратура, а также ЭВМ, алгоритмы и программы для обработки полученной информации.

На основании полученной от датчиков первичной информации рассчитываются и выводятся оператору энергоблока обобщенные параметры, характеризующие режим работы активной зоны; их также можно использовать для автоматизации управления работой реактора и в качестве сигналов зашиты при возникновении аномальных ситуаций. В последнем случае резко возрастает требования к достоверности вырабатываемой информации и надежности работы системы ВРК в целом, так как она становится частью системы управления и защиты реакторной установки.

Легководные реакторы имеют компактную зону и первый контур, вследствие того, что вода является хорошим замедлителем и теплоносителем. Корпуса реакторов мощностью 440 и 1000 МВт имеют сравнительно небольшие габариты, и их можно транспортировать по железной дороге. Отсутствие кипения позволяет использовать химическое регулирование мощности активной зоны для достижения более глубокого выгорания топлива и упрощения механической системы регулирования. Все эти свойства ВВЭР позволяют существенно снизить капитальные и эксплуатационные затраты.

В конце 60-х — начале 70-х годов для ВВЭР-440 была создана активационная система контроля распределения нейтронного потока по высоте и радиусу активной зоны РПН2-01.

Этими системами был оснащен ряд отечественных и зарубежных АЭС. Система дает достаточно точную и детальную информацию о распределении плотности нейтронного потока, но по своему принципу является системой периодического действия и не может обеспечить необходимую оперативность.

В процессе развития реакторы ВВЭР претерпели эволюцию, сопровождающуюся ростом энергонапряженности и уменьшением запасов до предельных уровней мощности. По мере приближения к наиболее оптимальному выровненному распределению плотности нейтронного потока по активной зоне возрастает склонность этих реакторов к поддержанию возникших ксеноновых колебаний. С увеличением суммарной мощности АЭС, включенных в единую энергосистему страны, возникла необходимость использования АЭС в маневренном режиме работы, т.е. в режиме слежения за суточными, недельными и сезонными изменениями нагрузки. Все эти факторы были учтены при разработке унифицированной системы внутриреакторного контроля СВРК-01 для реакторов типа ВВЭР.

Основное назначение систем ВРК — обеспечение безопасной и экономичной эксплуатации реактора в энергетическом диапазоне путем сбора, обработки и представления информации оператору о состоянии активной зоны и первого контура.

Таким образом, система работает в информационном режиме, она дает оператору информацию для правильного ведения технологического процесса с точки зрения соблюдения допустимых пределов работы реакторной установки. При этом оператору в наглядном виде с достаточной степенью точности, оперативности и достоверности представляется информация об общей тепловой мощности реактора, распределении энерговыделения по объему активной зоны, температуре и подогреве теплоносителя в I контуре и т.д.

Кроме того, система накапливает информацию о выгорании топлива и регистрирует последовательность событий при возникновении аварии.

Системы контроля и регулирования распределения энерговыделения в первых реакторах ВВЭР-440 работали в основном по сигналам боковых ионизационных камер. Контроль радиально-азимутального распределения энерговыделения в реакторах ВВЭР-440 проводился с помощью термопар, установленных на выходах около 60 % ТВС. Имелось также до 12 сухих гильз, предназначенных для измерения плотности потока нейтронов посредством активации проволоки.

В связи со стабильностью распределения энерговыделения в реакторах ВВЭР-440 для его прогнозирования и оценки эффективно применяется нейтронно-физический расчет с погрешностью определения максимальных значений энерговыделения не более 10 % .

Реакторы нового поколения ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 оснащены системами контроля и регулирования распределения энерговыделения, использующими соответственно 64 и 36 сборок эмиссионных детекторов нейтронного потока (ЭДН). Каждая сборка содержит семь коротких родиевых ЭДН, расположенных равномерно по высоте активной зоны. На реакторе ВВЭР-440 компьютеры используются только в информационном режиме, а на реакторе ВВЭР-1000 компьютеры дополнительно выполняют расчетную обработку внутриреакторных измерений.

Система внутриреакторного контроля (СВРК) для серийного реактора ВВЭР-1000 предназначена для сбора, обработки и предоставления оперативному персоналу АЭС информации о распределении полей энерговыделения, температуры и других теплотехнических и ядерно-физических параметров внутри активной зоны. СВРК может быть использована для формирования сигналов защиты активной зоны реактора по уровню локальных энерговыделений и для автоматического управления распределением энерговыделения в активной зоне.

Эта СВРК осуществляет:

· измерение, отображение и регистрацию значений нейтронно-физических и теплогидравлических параметров и показателей состояния активной зоны и теплоносителя;

· расчет тепловой мощности ядерного реактора по показаниям независимых групп измерительных преобразователей:

· расчет тепловой мощности ТВС;

· расчет линейной мощности ТВС;

· расчет аксиальных и радиальных коэффициентов неравномерности энерговыделений в активной зоне реактора;

· расчет минимального запаса до наступления кризиса теплообмена;

· расчет коэффициентов реактивности;

· расчет баланса реактивности;

· определение нуклидного состава в объеме активной зоны с учетом динамики развития процессов выгорания топлива, отравления ксеноном и самарием;

· расчёт общей энерговыработки ядерного реактора от начала эксплуатации первой топливной загрузки и после очередной перегрузки ядерного топлива.

Рисунок 1 Обобщенная структура системы ВРК-01

В состав СВРК входят датчики, линии связи, электронная измерительная аппаратура, вычислительный комплекс, а также математическое и программное обеспечение.

СВРК принимает сигналы следующих первичных преобразователей:

· детекторов прямой зарядки (ДПЗ) с эмиттером из родия;

· термоэлектрических преобразователей (градуировка "К"), размещаемых как в корпусе реактора, так и в главном циркуляционном контуре (ГПК);

· преобразователей термосопротивления, установленных в ГНК и коробках компенсации температуры "свободных концов" термопар;

· первичных преобразователей технологических параметров (давления, уровня и др.) с аналоговыми унифицированными сигналами;

· источников дискретных сигналов (состояния исполнительных механизмов, сигнализаторов и др.) с выходным сигналом типа "СУХОЙ" КОНТАКТ или потенциальным.

Кроме указанных сигналов СВРК принимает информацию от других подсистем энергоблока (АКНП, СУЗ и др.).

В серийном ВВЭР-1000 в активной зоне реактора размещено 64 нейтронных измерительных канала, содержащих по семь ДПЗ каждый. ДПЗ размещены равномерно но высоте с шагом 443 мм. ДПЗ имеют малые габаритные размеры (диаметр 3,5 мм, длина 250 мм), не требуют внешнего источника питания, просты по конструкции и характеризуются хорошей воспроизводимостью параметров. Вследствие небольшого выходного сигнала ДПЗ (единицы микро ампер), сравнительно большой постоянной времени измерения и значительного выгорания эмиттера, необходимо применение специальной информационно- измерительной аппаратуры.

В активной зоне ДПЗ, расположенные на одной вертикали, конструктивно объединяются в нейтронно-измерительный канал (КНИ). КНИ серийных реакторов ВВЭР-1000 (рис. 2) состоит из защитной арматуры 4, детекторной части 5 и миниатюрного разъема 1 типа РС-19.

Арматура 4 предназначена для защиты ДПЗ от механических воздействий и контакта с теплоносителем первого контура и обеспечивает герметизацию первого контура.

Рис. 2. . Конструкция КНИ

Для контроля температуры теплоносителя внутри корпуса реактора установлено 98 преобразователей термоэлектрических, из которых 95 предназначены для контроля температуры теплоносителя на выходе из ТВС и три - для контроля температуры в объеме под крышкой реактора.

В ГЦК установлены термо преобразователи сопротивления по 1 шт. _на каждой нитке петли и термоэлектронные преобразователи (градуировка "К") по 2 шт. в каждой нитке петли.

Рис. 3. Структурная схема СВРК

Аппаратура СВРК принимает сигналы от первичных преобразователей, обеспечивая измерение тока низкого уровня на поддиапазонах 0.2; 2.0: 5.0 и 20.0 мкА, измерение напряжения низкого уровня на поддиапазонах 2.0; 5.0; 20,0 и 50.0 мВ, нормированных сигналов высокого уровня 5 мА, 20 мА и 50 В.

Предусмотренывходные модули для приема дискретных сигналов типа "сухой контакт" и потенциальных.

Аппаратура обеспечивает обмен информацией с аналогичной аппаратурой по гальванически развязанной линии связи, представление информации на экране электроннолучевой трубки (ЭЛТ) и регистрацию на принтере.

Предусматривается как автономный режим работы аппаратуры СВРК (при этом существует ограничение по времени на работу РУ на номинальной мощности), так и режим работы совместно с вычислительным комплексом (ВК).

При выборе типа ЭВМ для ВК СВРК определяющим фактором была необходимость унификации средств вычисли­тельной техники на энергоблоке, что определило использование ЭВМ, аналогичных применяемым в управляющей вычислительной системе энергоблока. ВК СВРК серийных АЭС с ВВЭР-1000 состоит из двух идентичных специфицированных управляющих комплексов.

Совместно с математическим и программным обеспечением ВК СВРК обеспечивает восстановление поля энерговыделения по объему активной зоны в 16 точках но высоте каждой кассеты и определение основных характеристик наиболее напряженных кассет.

Дальнейшим развитием СВРК является создание и внедрение на действующих и вновь сооружаемых энергоблоках АЭС комплексной системы контроля, управления и диагностики (СКУД), которая кроме традиционных задач СВРК обеспечивает:

· формирование сигналов защиты активной зоны по локальным параметрам (минимальный запас до кризиса теплообмена, максимальное линейное энерговыделение на поверхности ТВЭЛа);

· формирование сигналов по управлению распределением поля энерговыделения по объему активной зоны;

· диагностику состояния и режимов эксплуатации основного оборудования реакторной установки.

Модернизация СВРК предполагает применение современных средств вычислительной техники и развитие математического и программного обеспечения, совершенствование человеко-машинного интерфейса.