×
29.04.2019
219.017.448e

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ РАСХОДА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Вид РИД

Изобретение

№ охранного документа
0002457558
Дата охранного документа
27.07.2012
Аннотация: Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР. Вносят возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора перемещением регулирующих стержней системы управления и защиты в режиме автоматического регулирования нейтронной мощности реактора. Регистрируют изменения нейтронной активности изотопа N теплоносителя за время его движения между двумя детекторами. Рассчитывают расход теплоносителя. Изобретение позволяет непрерывно проводить контроль расхода теплоносителя с более высокой точностью и повысить достоверность результатов измерений.

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя (воды) в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР.

Известен способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах водографитового ядерного реактора типа РБМК-1000 в режиме отсутствия кипения теплоносителя в контуре, включающий внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода теплоносителя [Емельянов И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов, М.: Энергоиздат, 1982, с.206-208].

В известном способе возмущение по нейтронному потоку в активной зоне реактора вызывают вертикальным перемещением стержня системы управления и защиты (СУЗ) от одного фиксированного положения до другого и регистрируют изменение азотной активности теплоносителя во времени. При этом, рассчитав заранее объем петли пароводяной коммуникации и определив время переноса радиоактивной метки до места контроля азотной активности штатной системой контроля герметичности оболочек (СКГО), рассчитывают расход теплоносителя через любой технологический канал реактора.

Недостатками известного способа являются недостаточная точность и достоверность.

Наиболее близким из известных технических решений является способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах (ТК) водографитового ядерного реактора [патент РФ №2252461, опубл. 20.05.2005] в режиме отсутствия кипения. Способ основан на измерении времени переноса некипящим теплоносителем радиоактивной метки. Данный способ, выбранный в качестве прототипа, включает внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, вызывающего изменение азотной активности теплоносителя для образования метки, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода. Для контроля изменения азотной гамма-активности используются боковые ионизационные камеры (БИК) и детекторы штатной СКГО. Момент создания метки определяют по изменению тока ближайшей БИК, а момент прихода метки к детектору СКГО - по изменению азотной гамма-активности детектора СКГО.

Главным недостатком способа-прототипа является то обстоятельство, что для его реализации необходим принудительный вывод реактора из стационарного состояния, для чего регулирующим стержнем СУЗ проводят серию возмущений по нейтронному потоку. Таким образом, для реализации существующего способа-прототипа требуется вносить изменения в регламент управления реактором, в результате чего такая процедура контроля расхода теплоносителя первого конура не обеспечивает непрерывность проводимых измерений. Также недостатком способа является то, что он не обеспечивает достаточно высокой точности измерений, так как регистрируемая гамма-активность теплоносителя включает помимо информативной части и фоновую часть (радиоактивные примеси в теплоносителе и радиоактивные осадки на поверхности технологического канала, гамма-фон, создаваемый конструкционными материалами технологического помещения). Кроме того, для исключения фоновой части, способ-прототип предполагает использование большого количества защитного материала, который поглощает помимо большей части фоновых и часть полезных гамма-квантов, вследствие чего также снижается точность проводимых измерений и, следовательно, достоверность результатов расчета расхода теплоносителя.

Настоящее техническое решение направлено на создание способа измерения расхода теплоносителя первого контура корпусного ядерного реактора типа ВВЭР. Технический результат заключается в непрерывности измерения расхода теплоносителя при более высокой точности и, как следствие, повышении достоверности результатов измерений.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, включающем внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора перемещением регулирующих стержней, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в первом контуре реактора и последующий расчет расхода, согласно заявляемому техническому решению возмущение по нейтронному потоку вносят перемещением стержней СУЗ в режиме автоматического регулирования нейтронной мощности реактора, измерение расхода теплоносителя осуществляют в непрерывном режиме, а регистрацию изменения азотной активности теплоносителя ведут по нейтронной активности изотопа 17N.

В заявляемой совокупности отличительные признаки вместе с известными дают возможность исключить необходимость принудительного вывода ядерного реактора из стационарного состояния для образования радиоактивной метки, благодаря этому при измерении расхода теплоносителя представленным способом не требуется вносить изменения в регламент управления реактором. Кроме того, измерение расхода теплоносителя производится непрерывно по нейтронной активности изотопа 17N, в результате чего повышается точность измерений за счет полного исключения влияния фоновой составляющей на результаты измерений.

Способ измерения расхода теплоносителя согласно изобретению разработан применительно к корпусным реакторам типа ВВЭР и осуществляется следующим образом.

Предлагаемый способ основан на измерении времени переноса теплоносителем метки между двумя детекторами. В качестве метки в способе используется нейтронная активность изотопа 17N. В рамках регламента автоматического регулирования нейтронной мощности реактора, находящегося в стационарном состоянии, регулирующие стержни СУЗ совершают перемещения, которые вызывают изменение нейтронного потока реактора, что влечет за собой также и изменение уровня активации ядер кислорода, в результате чего в теплоносителе образуется радиоактивная метка.

Активация ядер кислорода происходит следующим образом.

Под воздействием быстрых нейтронов в активной зоне реактора в водном теплоносителе первого контура протекает реакция 17О(n,p)17N, в результате которой образуется короткоживущий радионуклид Азот-17, в свою очередь, (преимущественно ~95%) претерпевает радиоактивный распад вида:

17N→17O+n

с образованием кислорода-17 и нейтрона n с энергиями 406 (45% числа распадов), 1220 (45% числа распадов) и 1790 (5% числа распадов) кэВ.

Нейтронную активность Азота-17 качественно регистрируют урановые камеры деления (КД). Момент создания метки определяют по изменению азотной активности теплоносителя (скорости счета) в точке расположения первой КД, находящейся на выходе реактора, а момент прихода метки - по изменению азотной активности теплоносителя в точке расположения второй КД.

При проведении измерения расхода теплоносителя регистрируют импульсные сигналы, пропорциональные интенсивности азотной активности теплоносителя в точках расположения первой и второй КД. Для определения времени протекания теплоносителем участка трубопровода реактора от первой КД до отметки расположения второй КД необходимо рассчитать корреляционную функцию (fKORR(τ)):

fKORR(τ)=ΣfАЗОТ(tK-τ)·fКД1(tK),

где:

τ - время протекания теплоносителем объема трубопровода первого контура между двумя КД;

fАЗОТ(tK-τ) - азотная активность как функция времени;

fКД1(tК) - ток ближайшей (первой) КД как функция времени.

Суммирование ведут по индексу "К" за все время регистрации.

Время протекания теплоносителем указанного выше объема будет равно величине τ, при которой достигнут максимум функции fKORR(τ).

Объемный расход теплоносителя первого контура реактора (G) за время τ протекания теплоносителем между двумя КД рассчитывают по формуле:

G=V/τ,

где: V - объем участка трубопровода первого контура реактора между точками расположения первой и второй КД.

Расчет V проводят на основе рабочей конструкторской документации энергоблока.

Таким образом, предлагаемый способ путем исключения необходимости принудительного вывода ядерного реактора из стационарного состояния для образования радиоактивной метки значительно упрощает процедуру измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, и тем самым обеспечивается непрерывность проводимых измерений. Кроме того, измерение расхода теплоносителя производится по нейтронной активности изотопа 17N, в результате чего повышается точность измерений за счет полного исключения влияния фоновой составляющей на результаты измерений.

Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, включающий внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора перемещением регулирующих стержней системы управления и защиты, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в первом контуре реактора и последующий расчет расхода теплоносителя, отличающийся тем, что возмущение по нейтронному потоку вносят перемещением стержней системы управления и защиты в режиме автоматического регулирования нейтронной мощности реактора, измерение расхода теплоносителя осуществляют в непрерывном режиме, а регистрацию изменения азотной активности теплоносителя ведут по нейтронной активности изотопа N.
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 41-50 of 50 items.
18.05.2019
№219.017.595a

Способ электроискровой обработки металлов

Изобретение относится к электроискровой обработке металлов и может быть использовано при поверхностном легировании, разметке листов, для маркировки изделий и выполнения информационных и художественных рисунков. Способ электроискровой обработки изделия из металла включает перемещение электрода,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002414999
Дата охранного документа: 27.03.2011
29.06.2019
№219.017.9a39

Способ автоматического измерения активности радионуклидов в жидких средах и устройство для его реализации

Изобретение относится к области атомной энергетики. В способе контролируемую среду направляют в одну из N измерительных камер, объемы которых обратно пропорциональны N средним уровням активности, проводят спектрометрическое измерение активности радионуклидов, продолжительность которого либо...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002289827
Дата охранного документа: 20.12.2006
29.06.2019
№219.017.9c08

Устройство контроля герметичности оболочек твэлов

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к контролю герметичности оболочек твэлов по активности продуктов деления в теплоносителе. Устройство контроля герметичности оболочек твэлов содержит два детектора нейтронов и два канала преобразования и питания детекторов нейтронов,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002349976
Дата охранного документа: 20.03.2009
29.06.2019
№219.017.9c70

Способ получения сорбента для очистки воды от радиоактивного стронция

Изобретение относится к области очистки вод от стронция. Предложен способ получения сорбента для очистки воды от радионуклидов стронция, включающий обжиг гранул кембрийской глины при 750-850°С, осуществление после обжига обработки глины раствором соли железа до насыщения, промывку водой и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002393011
Дата охранного документа: 27.06.2010
01.08.2019
№219.017.bb42

Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа

Изобретение относится к системе безопасности атомных электростанций (АЭС) с ядерными реакторами водо-водяного типа (ВВЭР), а именно к устройствам для локализации и охлаждения расплавленного кориума при аварийном выходе его за пределы корпуса реактора при тяжелых авариях с нарушением охлаждения...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002696012
Дата охранного документа: 30.07.2019
01.08.2019
№219.017.bb54

Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких радиоактивных отходов

Группа изобретений относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами. Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких радиоактивных отходов включающий предварительную очистку путем подачи с помощью первого насоса низкого...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002696016
Дата охранного документа: 30.07.2019
05.09.2019
№219.017.c6f3

Способ отбора и разбавления пробы жидкой радиоактивной среды и устройство для его осуществления

Группа изобретений относится к области технологии обращения с высокорадиоактивными растворами и может быть использована, например, в составе комплекса средств управления проектными и запроектными авариями на АЭС для получения дополнительной информации о характере повреждения активной зоны...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002699141
Дата охранного документа: 03.09.2019
06.09.2019
№219.017.c7e7

Способ поверки калибратора реактивности

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники. Технический результат заключается в повышении достоверности поверки имитатора кинетики ядерного реактора. В способе задают значения реактивности и формируют мощностной параметр, изменяющийся во времени в соответствии с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002699251
Дата охранного документа: 04.09.2019
28.03.2020
№220.018.1160

Высокоградиентный магнитный фильтр с жесткой матрицей

Изобретение относится к устройствам для очистки водных и газовых потоков от содержащихся в них частиц, обладающих ферро-, пара- и диамагнитными свойствами, и может быть использовано в объектах атомной и тепловой энергетики, химической и пищевой промышленности, металлургии, в медицине,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002717817
Дата охранного документа: 25.03.2020
07.06.2020
№220.018.2531

Устройство для воспроизведения и передачи единиц массовой концентрации газов в жидких средах

Изобретение относится к области измерительной техники, а именно к устройствам для воспроизведения и передачи единиц массовой концентрации газов в жидких средах, предназначенных для поверки и калибровки анализаторов газов и других аналитических приборов, измеряющих содержание растворенных газов...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002722967
Дата охранного документа: 05.06.2020
Showing 1-8 of 8 items.
20.02.2013
№216.012.2871

Способ измерения реактивности ядерного реактора

Изобретение относится к области реакторных измерений, а именно к способу измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр. По изменению во времени величины этого параметра, путем решения обращенного уравнения кинетики реактора, с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002475873
Дата охранного документа: 20.02.2013
10.04.2015
№216.013.3c79

Способ определения номинальной амплитуды спектрометрических импульсов

Изобретение относится к средствам реакторных измерений, касающихся плотности нейтронного потока. Способ включает регистрацию импульсов тока импульсной камеры деления с использованием спектрометрического усилителя. При реализации способа сначала определяют коэффициент усиления K...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002546969
Дата охранного документа: 10.04.2015
20.06.2015
№216.013.56b0

Способ калибровки каналов измерения плотности нейтронного потока, предназначенных для измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора

Изобретение относится к области измерительной техники, а именно к метрологии нейтронного излучения, и может быть использовано при калибровке каналов измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов. Способ включает измерение и запись величины плотности нейтронного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002553722
Дата охранного документа: 20.06.2015
20.08.2015
№216.013.6f7b

Способ контроля герметичности оболочек твэлов

Изобретение относится к способам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора по активности продуктов деления в теплоносителе первого контура корпусных ядерных реакторов и направлено на повышение безопасности эксплуатации ядерных реакторов. Способ...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002560109
Дата охранного документа: 20.08.2015
20.08.2015
№216.013.7121

Способ калибровки счетного канала реактиметра

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Способ включает размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002560531
Дата охранного документа: 20.08.2015
01.03.2019
№219.016.cb4d

Способ имитации сигнала ионизационной камеры ядерного реактора

Способ предназначен для настройки и поверки приборов измерения мощности и реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности. Устанавливают ядерный реактор на фиксированный уровень мощности, регистрируют импульсные сигналы датчиков нейтронного потока с помощью...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002392673
Дата охранного документа: 20.06.2010
09.05.2019
№219.017.4ada

Способ имитации реактивности ядерного реактора

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности. Техническим результатом является сокращение объема устройства памяти в блоке программного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002287853
Дата охранного документа: 20.11.2006
29.06.2019
№219.017.9a63

Цифровой импульсно-токовый калибратор кинетики ядерного реактора

Изобретение относится к области цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов. Имитатор содержит блок программного управления, два цифроаналоговых преобразователя, два преобразователя напряжение-ток, четыре...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002287852
Дата охранного документа: 20.11.2006
+ добавить свой РИД