Спосіб визначення тривимірного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора

Реферат: Даний винахід належить до способів (30) тривимірного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора за допомогою набору датчиків для виміру нейтронного потоку, розташованих зовні корпуса реактора, а також датчиків температури холодоагенту на виході з тепловиділяючих збірок. Даний спосіб (30) містить етап визначення першого тривимірного розподілу потужності за допомогою коду нейтронного обчислення (40), що миттєво вирішує рівняння дифузії й обновляє ізотопічний баланс в активній зоні під час збідніння палива, заснований на значеннях параметрів нормальної експлуатації активної зони, а також етап визначення нового тривимірного розподілу потужності на основі вимірів нейтронного потоку за допомогою датчиків, розташованих зовні реактора (80), і датчиків (100) температури. UA 99613 C2 (12) UA 99613 C2 UA 99613 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Даний винахід відноситься до способів визначення тривимірного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора. Об'єктом даного винаходу також є спосіб контролю принаймні одного обмежувального параметра нормальної експлуатації активної зони ядерного реактора. Даний винахід найбільше застосовний для ядерних реакторів з водою під тиском. При правильній експлуатації реактора в активній зоні ядерного реактора необхідно дотримуватися визначених умов, що забезпечують безпеку у випадку аварії. Дані умови (відомі як умови 1-ої категорії) згідно з технікою безпеки відповідають ситуації на початковому етапі; недотримання даних умов експлуатації ядерного реактора підвищує рівень небезпеки; постійна перевірка граничних значень нормальної експлуатації реактора визначає функцію "контролю передаварійних умов в активній зоні ядерного реактора". Дані умови визначаються параметрами певної активації елементів паливних стрижнів в активній зоні ядерного реактора. Як приклад можуть бути приведені як прості параметри, такі як рівень потужності реактора або фактори форми розподілу потужності (∆I, F∆H, і т.п.), так і більш складні параметри, такі як критичний коефіцієнт питомого тепловиділення (зв'язаний з явищем критичного кипіння) чи лінійна щільність енерговиділення (зв'язана з ефектом плавлення палива). Контроль передаварійних умов в активній зоні ядерного реактора виконується за допомогою обчислення одного чи декількох параметрів шляхом їхнього зіставлення з визначеною припустимою межею, встановленою згідно з технікою безпеки. Коли параметри, обрані для визначення функції контролю, прості, то потрібно врахувати непередбачені ситуації для охоплення значного числа передаварійних ситуацій, що відповідають граничним значенням цих параметрів. Сполучення даних непередбачених ситуацій із критеріями, встановленими згідно з технікою безпеки, вимагає обмеження робочого діапазону реактора. У такий спосіб виявляється, що удосконалення функції контролю, тобто використання більш досконалих параметрів для визначення граничних показників нормальної роботи активної зони ядерного реактора, дозволяє розширити діапазон нормальної експлуатації і у такий спосіб робить експлуатацію більш безпечною. Невід'ємною складовою удосконалення функції контролю є потреба в наявності способу, що здійснюється в режимі реального часу, заснованого на оцінці удосконаленого параметра. У такому випадку дана оцінка параметрів швидше за все припускає одержання уявлення про розподіл потужності, що виділяється в активній зоні ядерного реактора. Але знову ж, чим простіше буде спосіб для одержання подібного уявлення про розподіл потужності в активній зоні ядерного реактора, тим більш консервативною й обмеженою буде експлуатація реактора. Більшість методів, що використовуються сьогодні для контролю граничних показників нормальної експлуатації реактора відтворює зображення розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора шляхом сполучення двовимірного радіального зображення з одновимірним аксіальним зображенням. Також відомі способи тривимірного відновлення потужності в активній зоні ядерного реактора. Однак, подібні способи вимагають установки додаткових контрольно-вимірювальних приладів в активній зоні ядерного реактора. У даному випадку метою винаходу є зменшення кількості зазначених вище недоліків, а також розробка ефективного способу для визначення тривимірного розподілу потужності без необхідності в установці додаткових контрольно-вимірювальних приладів в активній зоні ядерного реактора. З цією метою у винаході пропонується спосіб визначення тривимірного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора, який здійснюється пристроєм із програмним керуванням, при цьому зазначена активна зона ядерного реактора містить кілька тепловиділяючих збірок з використанням ряду датчиків виміру нейтронного потоку, розташованих зовні корпуса реактора і ряду датчиків виміру температури холодоагенту на виході з зазначених тепловиділяючих збірок, причому зазначений спосіб включає наступні етапи, на яких: - визначають перший тривимірний розподіл потужності з використанням коду нейтронного обчислення, що моментально вирішує рівняння дифузії та обновляє ізотопічний баланс активної зони ядерного реактора при збіднінні палива на основі параметрів нормальної експлуатації реактора, - визначають новий тривимірний розподіл потужності шляхом регулювання зазначеного першого тривимірного розподілу потужності з використанням вимірів за даними зазначених датчиків виміру нейтронного потоку, розташованих зовні корпуса реактора, а також зазначених датчиків виміру температури. - здійснюють постійний контроль зазначеного обчислення нейтронів, причому зазначений контроль включає наступні етапи, на яких: 1 UA 99613 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 - обчислюють на відрізку часу ti поточний тривимірний розподіл потужності в активній зоні ядерного реактора за значеннями параметрів, які характеризують поточне функціонування реактора. - обчислюють на відрізку часу ti новий тривимірний розподіл потужності після регулювання принаймні одного параметра або більшого числа параметрів, що характеризують поточне функціонування реактора, для того, щоб мінімізувати розходження між обчисленням і вимірюванням аксіальної нестійкості середньої потужності, на ряді збірок у периферійній області активної зони ядерного реактора. - використовують новий тривимірний розподіл потужності, отриманий від попереднього обчислення, як початкову умову нового нейтронного обчислення на наступному відрізку часу ti+1. Під "моментальним" розуміють обчислення нейтронів на кожному відрізку часу з інтервалом менше однієї хвилини (порядком 30 секунд). Завдяки даному винаходу, в активній зоні ядерного реактора можливий розподіл потужності на основі тривимірної інформації, наданої обчисленням нейтронів, що проводиться в режимі реального часу. Дану інформацію корегують за допомогою вимірювань контрольновимірювальних приладів (термопар і датчиків зовні корпуса реактора, відомих як зовнішні контрольно-вимірювальні прилади) установлених на ядерному реакторі з водою під тиском для обліку всіх процесів, що відбуваються в активній зоні ядерного реактора при виконанні обчислювання. Даний спосіб не вимагає використання додаткового устаткування. Результатом даного корегування є одержання тривимірного зображення поточного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора, що служить основою для визначення більш досконалих граничних параметрів нормальної експлуатації реактора (наприклад, запас до кризи бульбашкового кипіння, відомий як DNBR і лінійна потужність). Оскільки даний спосіб виконує тривимірне нейтронне обчислення поточного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора, і дозволяє комбінувати дане тривимірне обчислення з вимірювальною інформацією, що постійно надається контрольно-вимірювальними приладами, і оскільки даний спосіб заснований на комбінації результатів даного обчислення обмежувального параметра нормальної експлуатації активної зони ядерного реактора площадці реактора за час, що відповідає вимогам функції контролю активної зони ядерного реактора в режимі реального часу, спосіб відповідно до винаходу дозволяє здійснювати точний і ефективний контроль передаварійних умов в активній зоні ядерного реактора з мінімальним впливом на устаткування атомного реактора і у такий спосіб дозволяє економію засобів, що можуть бути використані для оптимальної експлуатації реактора. Постійний контроль нейтронного обчислення здійснюється з метою одержання за допомогою нейтронного коду оптимального уявлення про перехідний процес, що впливає на розподіл потужності в активній зоні ядерного реактора. Даний спосіб, відповідно до винаходу, може мати одну чи кілька нижчеподаних характеристик, розглянутих як окремо, так і в сполученні з технічно можливими комбінаціями. Відповідно до переважного способу здійснення винаходу, визначення етапу нового розподілу потужності включає наступні етапи: - перший етап регулювання першого розрахованого розподілу потужності, причому регулювання виконується за допомогою математичної функції, яка мінімізує розходження між аксіальним компонентом розрахованого розподілу потужності і вимірами датчиків виміру нейтронного потоку, які розташовані зовні корпуса реактора. - другий етап регулювання розподілу першого розрахованого розподілу потужності, причому регулювання виконується за допомогою математичної функції, яка мінімізує розходження між радіальним компонентом розрахованого розподілу потужності і вимірами датчиків виміру температури. Переважно, спосіб відновлення, відповідно до даного винаходу, включає етап періодичного коригування моделі активної зони ядерного реактора на основі нейтронного коду, при цьому дане коригування, що виконується періодично, включає етап зміни параметрів, характерних для моделі активної зони ядерного реактора з метою мінімізації розбіжності між тривимірним розподілом потужності, розрахованої нейтронним кодом і тривимірним розподілом потужності, що визначається по показниках датчиків виміру нейтронного потоку, які розташовані в активній зоні ядерного реактора, відомих як внутрішні датчики. Також об'єктом даного винаходу є спосіб контролю принаймні одного обмежувального параметра нормальної експлуатації активної зони ядерного реактора, що включає наступні етапи, на яких: 2 UA 99613 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 - здійснюють спосіб визначення тривимірного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора відповідно до даного винаходу. - обчислюють принаймні один обмежувальний параметр нормальної експлуатації активної зони реактора на основі даного тривимірного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора. - обчислюють розходження обчисленого параметра щодо визначеної припустимої межі. Таким чином, розподіл потужності, відновлений способом відповідно до даного винаходу, використовується як допоміжний засіб при обчислюванні принаймні одного обмежувального параметра нормальної експлуатації реактора, границі якого щодо даної визначеної припустимої межі в такий спосіб можна відновлювати в режимі реального часу, при цьому здійснюваний контроль дозволить викликати спрацьовування сигналізації у випадку перевищення зазначеної припустимої межі. Переважно, спосіб контролю включає етап активування сигналізації в кімнаті керування у випадку, якщо зазначений розрахований параметр перевищить припустиму межу. Переважно, обмежувальні параметри нормальної експлуатації реактора вибирають з наступних параметрів: лінійної потужності, відомої як Plin, запасу до кризи бульбашкового кипіння, відомого як DNBR, осьового зміщення потужності, відомого як Dpax, азимутального перекосу потужності, відомого як Dpaz. Різні обчислені параметри, розподіл потужності і навіть обчислені границі можна постійно виводити на один чи кілька моніторів у кімнаті керування. Також об'єктом даного винаходу є машинозчитуваний носій, що містить програмні засоби, необхідні для виконання даного способу відповідно до винаходу, коли комп'ютерна програма виконується на комп'ютері. Інші особливості і переваги даного винаходу розкриті в нижченаведеному описі графічних матеріалів, де належним чином розкриті цілі даного винаходу. - на фіг. 1 схематично представлений корпус ядерного реактора з водою під тиском, що ілюструє застосування способу відповідно до даного винаходу. - на фіг.2 представлена блок-схема з різними етапами здійснення способу відповідно до даного винаходу. На фіг. 1 схематично представлений корпус 1 ядерного реактора з водою під тиском. Корпус 1 містить активну зону 6 ядерного реактора, що містить тепловиділяючі збірки, обладнані: - датчиками для виміру температури холодоагенту на виході з тепловиділяючих збірок активної зони 3 ядерного реактора, що називаються вихідними термопарами; - камерами для виміру нейтронного потоку зовні активної зони 4 ядерного реактора (які називаються зовнішніми камерами); - контрольно-вимірювальними приладами, встановленими в активній зоні 8 ядерного реактора, що складаються з внутрішніх датчиків 7. Спосіб контролю активної зони ядерного реактора відповідно до даного винаходу здійснюється програмним пристроєм 5. Даний спосіб контролю заснований на обчисленні принаймні одного обмежувального параметра нормальної експлуатації активної зони 6 ядерного реактора за тривимірним розподілом поточної потужності в активній зоні 6 ядерного реактора, що визначається за тривимірним нейтронним обчисленням і вимірам, виконаним контрольно-вимірювальними приладами, установленими на ядерних реакторах (PWR) з водою під тиском, а саме зовнішніми камерами для виміру потоку нейтронів в активній зоні 4 ядерного реактора і зовнішніми термопарами 3. Зовнішні камери 4 містять кілька вимірювальних ступенів 4а, 4b (наприклад, 6 ступенів, тільки два ступені представлені на фіг. 1) по висоті активної зони 6 ядерного реактора, зазвичай розташованих у периферійній області активної зони 6 ядерного реактора у чотирьох позиціях, симетричних щодо двох симетричних площин активної зони 6 ядерного реактора, що утворюють між собою кут 90. Розташовані в східчастому порядку камери 4а-4d зовнішніх детекторів, у такий спосіб, дозволяють робити вимірювання нейтронного потоку на різних рівнях по всій висоті активної зони 6 ядерного реактора у чотирьох зонах, розподілених навколо активної зони 6 ядерного реактора під різними азимутами. Таким чином, зовнішні камери 4 надають аксіальний і азимутальний тип інформації про розподіл потужності в активній зоні 6 ядерного реактора. Слід зазначити, що на фігурі представлені дві зовнішніх камери 4 у двох ступенях 4а-4b і 4с-4d, відповідно, але найчастіше чотири зовнішніх камери, використовують зокрема в реакторах потужністю 1300 МВт (з 6 ступенями на камеру) і 900 МВт (з 2 ступенями на камеру). 3 UA 99613 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Вихідні термопари 3 в активній зоні ядерного реактора утворюють мережу в горизонтальній площині, перпендикулярну висоті активної зони 6 ядерного реактора, при цьому дані термопари встановлюють зверху і повертають робочою стороною до тепловиділяючих збірок. Вихідні термопари 3 дозволяють вимірювати температуру холодоагенту на виході з певних тепловиділяючих збірок в активній зоні 6 ядерного реактора, відомих як тепловиділяючі збірки, що оснащені контрольно-вимірювальними приладами. Температура холодоагенту на виході з тепловиділяючих збірок зв'язана з потужністю, виробленою даними збірками. Таким чином, вихідні термопари 3 надають радіальний тип інформації про розподіл потужності в активній зоні 6 ядерного реактора. Для калібрування контрольно-вимірювальних приладів 4 і 3 і для того, щоб переконатися, що їх чутливість відповідає вимірюваним величинам, періодично виконують виміри на контрольно-вимірювальних приладах, розташованих усередині активної зони 8 ядерного реактора, що складаються з внутрішніх датчиків 7, що являють собою рухливі камери розподілу, що надають інформацію тривимірних вимірів. Внутрішні датчики 7 з'єднують із гнучким кабелем, наприклад кабелем фірми Teleflex, що забезпечує їх переміщення всередині вимірювального каналу 9. Дані про тривимірний розподіл потужності в активній зоні 6 ядерного реактора, що періодично надають внутрішні датчики 7, відомі як карта нейтронного потоку. У способі контролю, відповідно до даного винаходу, дані карти нейтронного потоку є основою для визначення коефіцієнта корегування даних на зовнішніх контрольновимірювальних приладах і термопарах, для того, щоб вони давали уявлення про периферійний аксіальний розподіл потужності, і відповідно, про температуру холодоагенту на виході з тепловиділяючих збірок. Під периферійним аксіальним розподілом потужності розуміють середньозважене значення аксіальних розподілів потужності на одну тепловиділяючу збірку в ряді збірок, розташованих поруч з периферією активної зони 6 ядерного реактора. У даному способі, відповідно до винаходу, може бути використана величина периферійної осьової нестійкості, (також відома як осьове зміщення) яка визначає середньозважене значення осьового зміщення потужності в ряді тепловиділяючих збірок, розташованих поруч з периферією активної зони 6 ядерного реактора як заміну для даного периферійного аксіального розподілу потужності. Програмний пристрій 5 для здійснення способу контролю в активній зоні ядерного реактора, відповідно до даного винаходу, використовує інформацію, отриману від: - термопар 3, - зовнішніх камер 4, - внутрішніх контрольно- вимірювальних приладів 8. Програмний пристрій 5 використовує поточні величини 2 експлуатаційних параметрів реактора (наприклад, середня теплова потужність в активній зоні ядерного реактора, середня температура холодоагенту на вході в корпус, контрольні точки контрольних груп). Для подальшого опису способу контролю, відповідно до даного винаходу, на фіг. 2 приводиться блок-схема, у першому стовпчику якої представлена послідовність етапів для здійснення способу контролю, відповідно до даного винаходу, а в другому стовпчику представлені показники вимірів, використані на кожному етапі. Етапи, об'єднані разом у блоці 30, визначають кроки відновлення тривимірного розподілу потужності або способу визначення в активній зоні ядерного реактора, відповідно до даного винаходу. У даному способі 30 відновлення тривимірного розподілу потужності використовуються зовнішні виміри 80 і виміри термопари 100, скореговані на картах потоку за допомогою калібровочних коефіцієнтів. Відновлення тривимірного розподілу потужності 30 засновано на послідовності, починаючи з фази 40 обчислення розподілу потужності за допомогою нейтронного коду і фаз 60 і 90, корекції розподілу потужності, що обчислюється за вимірами зовнішніх контрольно-вимірювальних приладів 80 і вимірами термопари 100. У фазі 40 обчислення розподілу потужності використовується тривимірний нейтронний код, що по поточних величинах параметрів нормальної експлуатації реактора 50 (наприклад, середньої теплової потужності в активній зоні ядерного реактора, середньої вхідної температури холодоагенту в корпусі реактора і контрольних точок контрольних груп) обновляє ізотопічний баланс в активній зоні ядерного реактора під час збідніння палива і вирішує в режимі реального часу рівняння дифузії для відновлення тривимірного розподілу поточної потужності у формі ряду ядерних величин у різних крапках активної зони ядерного реактора. В якості приклада можна привести SMART (Поворотний магнітний аналізатор з поворотним і вихровим пристроєм Swinger and Magnetic Analyzer with a Rotator and a Twister 4 UA 99613 C2 5 10 15 20 25 http://www.nea.fr/html/science/shielding/sinbad/riken/riken-a.htm) обчислення нейтронного коду, засноване на вузловому типі 3D моделювання. Докладний опис принципів нейтронного обчислення дано в документальному джерелі "Способи обчислення нейтронного коду" (Інженерна техніка – У3070 – Джованні Б. Бруна і Бернард Гесдон). У першій фазі 60 регулювання розподілу потужності по зовнішніх вимірах 80 застосовується математичний процес для об'єднання периферійних аксіальних розподілів чи потужності осьових зміщень, отриманих при обчислюванні, і розподілів потужності по висоті активної зони ядерного реактора або периферійних осьових зміщень, виміряних зовнішніми камерами 80, і скорегованих на картах потоку. Застосований алгоритм відрізняється згідно з тим, чи є використана інформація типом розподілу потужності по висоті активної зони ядерного реактора або типом інформації осьового зміщення (обидва терміни можуть бути об'єднані під загальним поняттям компонента аксіального тривимірного розподілу потужності). Якщо використана інформація відноситься до типу інформації розподілу потужності по висоті активної зони ядерного реактора, в алгоритмі застосовують спосіб "найменших квадратів" для установки вектора коригувальних коефіцієнтів Nz (Nz є числом аксіальних сіток у моделі активної зони ядерного реактора усередині коду нейтронного обчислення) стосовно до розподілу потужності по висоті активної зони ядерного реактора по кожній тепловиділяючій збірці для мінімізації розходження між обчисленням і виміром периферійного аксіального розподілу потужності. Даний алгоритм застосовують для обчислення чотирьох параметрів (обчислені периферійні аксіальні розподіли потужності, обмірюваний периферійний аксіальний розподіл потужності). У такий спосіб установлюються чотири вектори коригувальних коефіцієнтів, причому кожен вектор зв'язаний із зовнішньою камерою. Аксіальний розподіл потужності по кожній тепловиділяючій збірці потім корегується лінійною комбінацією чотирьох даних векторів, при цьому коефіцієнти даної лінійної комбінації скорельовані з відстанню від збірки до чотирьох зовнішніх камер, гарантуючи відповідність із середньою потужністю активної зони ядерного реактора. Якщо використана інформація відноситься до типу інформації осьового зміщення, то алгоритм відновлює функцію N  (i) sini 2  f (z) типу у відношенні розподілу потужності по висоті i 1 30 35 40 45 50 55 активної зони ядерного реактора по кожній тепловиділяючій збірці для мінімізації розходження між обчисленням і виміром периферійного осьового зміщення. Дану функцію можна розглядати як вектор коригувальних коефіцієнтів Nz, де Nz – кількість аксіальних сіток у моделі зони на основі коду нейтронного обчислення. Функція f(z), що використовується у визначенні даної коригувальної функції, є параметричною і розрахунковою. Коефіцієнти α(i) і число N одержують у ході процесу ітерації. Даний алгоритм застосовується для чотирьох розрахункових параметрів (обчислене периферійне осьове зміщення, виміряне периферійне осьове зміщення). У такий спосіб установлюються чотири вектори коригувальних коефіцієнтів, кожний з яких відбиває процес, що відбувається в зовнішній камері. Розподіл потужності по висоті активної зони ядерного реактора по кожній тепловиділяючій збірці потім корегується лінійною комбінацією даних чотирьох векторів, при цьому коефіцієнти кожної лінійної комбінації скорельовані з відстанню від збірки до чотирьох зовнішніх камер, гарантуючи відповідність із середньою потужністю активної зони ядерного реактора. В другій фазі регулювання розподілу потужності 90 (по температурних вимірах термопар 100) здійснюється математичний процес, спрямований на об'єднання середніх потужностей тепловиділяючих збірок, оснащених контрольно-вимірювальними приладами, обчислених за допомогою нейтронного коду або на основі температурних вимірів термопар 100 на виході з тепловиділяючих збірок, і перевірених на картах потоку. У даному алгоритмі використовується спосіб двовимірної поліноміальної регресії і відновлюється коригувальна функція для радіального розподілу потужності для мінімізації розходження між обчисленням і вимірами потужності тепловиділяючих збірок, обладнаних термопарами. Дану коригувальну функцію можна представити у вигляді ряду коригувальних коефіцієнтів N ass, де Nass - кількість тепловиділяючих збірок у ядерному реакторі. Даний спосіб визначення тривимірного розподілу потужності в активній зоні 30 ядерного реактора, відповідно до даного винаходу, що був тільки що описаний як послідовність фази 40 обчислення і двох фаз регулювання 60 і 90, використовується під час ядерної реакції, з періодичністю в межах норми, що складає 30 секунд. По даному способу, відповідно до винаходу, приблизно кожні 30 секунд відбувається відновлення тривимірного розподілу поточної потужності в активній зоні ядерного реактора. Даний розподіл потужності можна представити як ряд Nass X Ncray X Nz параметрів ядерної реакції в різних точках активної зони ядерного реактора, де Nass - кількість тепловиділяючих збірок в активній зоні ядерного реактора, 5 UA 99613 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Ncray - загальна кількість регулюючих стрижнів у збірці, N z - кількість аксіальних сіток у моделі активної зони ядерного реактора на основі коду нейтронного обчислення. Новий тривимірний розподіл поточної потужності використовується для здійснення способу контролю, відповідно до даного винаходу, що дозволяє робити обчислення 110 обмежувальних параметрів нормальної експлуатації активної зони ядерного реактора, зокрема, параметрів, перерахованих нижче: - Plin: лінійна потужність, тобто потужність на одиницю довжини паливних елементів в активній зоні ядерного реактора. - DNBR: запас до кризи бульбашкового кипіння, що складає різницю між нормальною і критичною температурою холодоагенту. - DPAX: осьова нестійкість потужності або осьове зміщення потужності в активній зоні ядерного реактора. - DPAZ: азимутальний перекіс чи перекіс потужності в активній зоні ядерного реактора. Обмежувальні параметри нормальної експлуатації реактора, обчислені за допомогою способу контролю, відповідно до даного винаходу, порівнюють із граничними величинами, установленими згідно з технікою безпеки. Дане зіставлення дозволяє розраховувати границі нормальної експлуатації (етап 120) щодо граничних величин і приблизно робити сигнал аварійного оповіщення у випадку перевищення рівня граничних величин. Варто помітити, що для обчислення деяких обмежувальних параметрів може знадобитися інформація про поточні параметри величин експлуатації реактора 50, що не містять прямої вхідної інформації, необхідної для нейтронного обчислення 40 (як показано стрілкою F на фігурах): як, приміром, у випадку з запасом до кризи бульбашкового кипіння, де потрібна інформація про потік і тиск, що не обов'язково є вхідною інформацією для нейтронного обчислення 40. Різні обчислені параметри, розподіл потужності і навіть обчислені границі безпечної експлуатації реактора можна безупинно виводити на один чи кілька моніторів у кімнаті контролю. Як було описано раніше, спосіб відновлення 30, відповідно до даного винаходу, дозволяє робити в режимі реального часу обчислення розподілу потужності відповідно до етапів 60 і 90 для того, щоб у максимальному ступені зменшити різницю показників вимірів зовнішніх контрольно-вимірювальних приладів 80 і вимірів термопар 100, що дають уявлення про реальний розподіл потужності в активній зоні ядерного реактора на момент виконання обчислень. Обчислений розподіл потужності, скорегований вимірами, дає уявлення про фізичні особливості активної зони ядерного реактора на момент проведення обчислення і використовується як допоміжний засіб при обчислюванні обмежувального параметра 110 нормальної експлуатації реактора, граничні обмеження якого визначаються відповідно до етапу 120. Точність скорегованого розподілу потужності, тобто її відповідність реальному розподілу потужності, вимагає постійного контролю розходження між обчисленням і вимірами, що використовувались на фазах 60 і 90 регулювання розподілу потужності. До того ж, коли різниця між обчисленням і вимірами перебуває за межами визначеного діапазону, де ефективність процесу корегування розподілу потужності є оптимальною, точність скорегованого розподілу потужності зменшується. Для підтримки різниці в обчисленнях і вимірах на оптимальному рівні ефективності розподілу потужності 60 і 90 способу регулювання, спосіб визначення тривимірного розподілу потужності в активній зоні 30 ядерного реактора відповідно до даного винаходу припускає можливість робити обчислення двома різними способами: - неперервний контроль нейтронного обчислення 70, - періодичний контроль нейтронного обчислення 10. Метою неперервного контролю нейтронного обчислення 70 є оптимізація представлення нейтронним кодом перехідного процесу, що впливає на розподіл потужності в активній зоні ядерного реактора, зокрема коливання розподілу виділення ксенону в активній зоні ядерного реактора. Дана модель контролю здійснюється в режимі реального часу по способу, відповідно до даного винаходу, і може активуватися з періодичністю, що підходить для процесу відновлення 30 розподілу потужності, відповідно до вищеописаного винаходу, що складає приблизно 30 секунд. Даний процес ітерації заснований на зміні значення одного чи декількох експлуатаційних параметрів, що використовувались на введенні нейтронного обчислення 50 (наприклад, середньої теплової потужності активної зони ядерного реактора, середньої вхідної температури холодоагенту в корпусі реактора і контрольних точок контрольних груп). На кожному відрізку часу ti, периферійне аксіальне зміщення розрахованого (але поки не скорегованого по контрольно-вимірювальних приладах) розподілу потужності порівнюється з периферійним аксіальним зміщенням, виміряним зовнішніми камерами 80. У випадку якщо різниця між обчисленням і вимірами не відповідає заздалегідь визначеним критеріям, 6 UA 99613 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 виконується зміна значення одного чи декількох параметрів 50, і нове нейтронне обчислення виконується за допомогою коду зі зміненим значенням параметра або параметрів. Тобто значення одного чи декількох параметрів експлуатації зводиться до значення, що не обов'язково повинне бути правдоподібним. Дану операцію повторюють доти, поки різниця між обчисленням і вимірами на периферійному аксіальному зміщенні не буде відповідати встановленим критеріям. Коли ітерація виконана, розподіл потужності стає контрольованим. Дана контрольована потужність розподілу є початковою умовою для нейтронного обчислення на наступному відрізку часу ti+1. Варто помітити, що процес 70 контролю розподілу розрахованої потужності виконується паралельно з вищезгаданим процесом відновлення 30. Іншими словами, регулювання на підставі вимірів 60 і 90, що є частиною процесу 30 відновлення, виконується у вигляді розподілу енергії, розрахованої на підставі значень 50 параметрів, що використовувались на введенні нейтронного обчислення 40, що є реальними параметрами. Періодичний контроль нейтронного обчислення 10 виконується з метою оптимізації представленого нейтронним кодом стаціонарного феномена або феномена з кінетикою, що повільно розвивається, що прямо впливає на розподіл потужності, зокрема через дисбаланс, викликаний уповільненням або загасанням в активній зоні ядерного реактора. Даний спосіб контролю заснований на використанні карт нейтронного потоку, що періодично складають на основі вимірів, виконаних внутрішніми датчиками 20 контролю. Даний тип контролю можна застосовувати з періодичністю, що підходить для карт нейтронного потоку (звичайно 1 раз на місяць). Даний процес є процесом ітерації, заснованим на зміні параметрів, властивих тривимірний моделі активної зони ядерного реактора всередині коду нейтронного обчислення. Під характерними параметрами моделі активної зони ядерного реактора, розуміють параметри, що містяться в рівнянні дифузії. Отже, дані параметри кілька разів змінюються доти, поки вони не будуть відповідати критеріям різниці між розподілом потужності, розрахованим кодом, і розподілом потужності, що відповідає карті нейтронного потоку. Перестановка нейтронного коду на карті нейтронного потокуб таким чином, виконується періодично. Між двома послідовними перестановками нейтронного коду на картах нейтронного коду (приблизно 1 раз на місяць окремо) для нейтронного обчислення, що виконувалось на кожному відрізку часу для процесу 30 відновлення або раніше описаного процесу 70 неперервного контролю використовуються змінені величини або характерні параметри моделі активної зони ядерного реактора, зокрема ті, що одержують при останній перестановці коду. Отже, обидва даних способи контролю нейтронного обчислення 10 і 70, втілені у способі відповідно до даного винаходу гарантують визначений рівень відповідності розрахованого і реального розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора. Даний рівень відповідності між розрахованим і реальним розподілом потужності необхідний для виконання процесу 30 відновлення розподілу потужності, яким би не був перехідний процес нормальної експлуатації, якому піддається реактор (наприклад, відстеження навантаження, установка контрольної точки або тривала робота при зниженій потужності) чи фізичні особливості активної зони ядерного реактора (наприклад, дисбаланс збідніння палива або уповільнення). Процес відновлення 30 розподілу потужності виступає надалі як точне регулювання розподілу потужності на підставі безупинних вимірів, виконаних зовнішніми контрольно-вимірювальними приладами 80 і термопарами 100. Спільна дія нейтронного обчислення контролю 10 і контролю 70 з однієї сторони і регулювання 60 і регулювання 90 з іншої, відповідно, забезпечує надійність і точність контролю передаварійних умов в активній зоні ядерного реактора, здійснюваного за способом відповідно до винаходу. Звичайно, здійснення даного винаходу не може зводитися тільки лише до даного способу. Даний винахід був описаний для чотирьох зовнішніх камер, але число камер може бути різним. На додаток слід зазначити, що хоча даний винахід було докладно описано для ядерних реакторів з водою під тиском, його можна застосовувати в будь-якому реакторі, оснащеному температурними датчиками і зовнішніми контрольно-вимірювальними приладами. Будь-який засіб може бути замінений на еквівалентний. ФОРМУЛА ВИНАХОДУ 55 60 1. Спосіб визначення (30) тривимірного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора, здійснюваний пристроєм із програмним керуванням, при цьому зазначена активна зона ядерного реактора містить кілька тепловиділяючих збірок з використанням ряду датчиків виміру нейтронного потоку, розташованих зовні корпуса реактора і ряду датчиків виміру температури холодоагенту на виході з зазначених тепловиділяючих збірок, причому зазначений спосіб (30) включає етапи, на яких: 7 UA 99613 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 визначають перший тривимірний розподіл потужності з використанням коду (40) нейтронного обчислення, що моментально вирішує рівняння дифузії та обновляє ізотопічний баланс активної зони ядерного реактора при збідненні палива на основі параметрів нормальної експлуатації реактора, визначають новий тривимірний розподіл потужності шляхом регулювання (60, 90) зазначеного першого тривимірного розподілу потужності за даними зазначених датчиків виміру нейтронного потоку, розташованих зовні корпуса (80) реактора, та зазначених датчиків (100) виміру температури, здійснюють постійний контроль (70) зазначеного обчислення нейтронів, причому зазначений контроль включає наступні етапи, на яких: обчислюють на відрізку часу ti поточний тривимірний розподіл потужності в активній зоні ядерного реактора за значеннями параметрів, які характеризують поточне функціонування реактора, обчислюють на відрізку часу ti новий тривимірний розподіл потужності після регулювання принаймні одного параметра, який характеризує поточне функціонування реактора, для того, щоб мінімізувати розходження між обчисленням і виміром аксіальної нестійкості потужності, яка усереднена на ряді збірок у периферійній області активної зони ядерного реактора, використовують зазначений новий розподіл потужності, отриманий з попереднього обчислення, як початкову умову нового нейтронного обчислення на наступному відрізку часу ti+1. 2. Спосіб визначення (30) тривимірного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора за п. 1, який відрізняється тим, що зазначений етап обчислення нового розподілу потужності включає наступні етапи, на яких: на першому етапі регулювання (60) виконують регулювання зазначеного першого розрахованого розподілу потужності, причому зазначене регулювання виконують за допомогою математичної функції, яка мінімізує розходження між аксіальним компонентом зазначеного розподілу розрахованої потужності і вимірами, отриманими з зазначених датчиків виміру нейтронного потоку, які розташовані зовні корпуса (80) реактора, на другому етапі регулювання (90) виконують регулювання зазначеного першого розрахованого розподілу потужності, причому зазначене регулювання виконують за допомогою математичної функції, яка мінімізує розходження між радіальним компонентом зазначеного розрахованого розподілу потужності і вимірами, отриманими з зазначених датчиків (100) виміру температури. 3. Спосіб визначення тривимірного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора за одним з попередніх пунктів, який відрізняється тим, що спосіб включає етап, на якому періодично коригують (10) модель активної зони ядерного реактора на підставі зазначеного коду нейтронного обчислення, причому етап періодичного коригування включає етап зміни параметрів, які притаманні моделі активної зони ядерного реактора, для мінімізації розходжень між розподілом тривимірної потужності, розрахованим зазначеним нейтронним кодом, і розподілом тривимірної потужності, визначеним за вимірами (20), отриманими з датчиків виміру нейтронного потоку, які розташовані усередині корпуса реактора, відомих як внутрішні датчики. 4. Спосіб контролю принаймні одного обмежувального параметра нормальної експлуатації активної зони ядерного реактора, що включає наступні етапи, на яких: здійснюють спосіб визначення (30) тривимірного розподілу потужності в зазначеній активній зоні ядерного реактора за одним з пп. 1-3, обчислюють принаймні один обмежувальний параметр (110) нормальної експлуатації активної зони ядерного реактора на основі даного нового тривимірного розподілу потужності в активній зоні ядерного реактора, обчислюють розходження (120) зазначеного параметра, розрахованого щодо визначеної припустимої межі. 5. Спосіб контролю за п. 4, який відрізняється тим, що спосіб включає етап спрацьовування в кімнаті керування аварійної сигналізації у випадку, якщо зазначений розрахований параметр перевищив припустиму межу. 6. Спосіб контролю за одним з пп. 4 або 5, який відрізняється тим, що зазначений принаймні один обмежувальний параметр нормальної експлуатації активної зони ядерного реактора є одним з наступних параметрів: лінійна щільність енерговиділення, відома як Plin, коефіцієнт критичного теплового потоку, відомий як DNBR, осьова нестійкість потужності, відома як Dpax, азимутальна нестійкість потужності, відома як Dpaz. 7. Спосіб контролю за одним з пп. 4-6, який відрізняється тим, що зазначений принаймні один розрахований параметр, новий розподіл потужності або розраховане розходження безперервно виводять щонайменше на один монітор кімнати керування. 8 UA 99613 C2 8. Машинозчитуваний носій, що містить програмний засіб для здійснення способу за одним з пп. 1-7, коли програмний засіб використовується на комп'ютері. 9 UA 99613 C2 Комп’ютерна верстка Л. Купенко Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Урицького, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 10