Интегрированные математические модели активных зон ядерных реакторов для контроля распределения энерговыделения в режиме реального времени

• Автор: Дружаев, Андрей Александрович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2015
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 120 с. : ил.

Оглавление
Введение
1 АКПМ для АКНП РУ типа ВВЭР-
1.1 Описание разработанного алгоритма
1.2 Основные принципы построения алгоритма корректировки показания мощности
1.3 Физические принципы построения функции корректировки показаний системы АКНП
1.4 Определение аксиального офсета мощности
1.5 Учет остаточного энерговыделения
1.6 Описание алгоритма корректировки
1.7 Работа алгоритма в условии поступления некорректных дан-ных или отказа оборудования РУ . . . . . . . . . . . . . . _
1.8 Тестирование разработанного алгоритма
1.9 Заключение к разделу
2 АКПМ для АКНП РУ типа ВВЭР-1000/1
2.1 Различие между алгоритмами для ВВЭР-440 и ВВЭР-1000/1200
2.2 ПК «ПРОСТОР»
2.3 Описание алгоритма
2.4 Тестирование алгоритма на модельных данных
2.5 Тестирование алгоритма на эксплуатационных данных
2.6 Анализ погрешности алгоритма
2.7 Заключение к разделу
3 АКПМ для АКНП РУ с реактором на быстрых нейтронах
3.1 Описание используемых программ
3.2 Анализ физических эффектов
3.3 Заключение к разделу
Заключение
Обозначения и сокращения
Список иллюстраций
Список таблиц

Список литературы
Введение
У входа в науку, как у входа в ад, должно быть выставлено требование:
«Здесь нужно, чтоб душа была тверда;
здесь страх не должен подавать совета»
Карл Маркс
Непрерывный прогресс в области информационных технологий предоставляет инженеру или ученому, работающему в области ядерной энергетики, возможность для реализации новых прогрессивных проектов ЯЭУ в целом и необходимого для эксплуатации оборудования в частности. При этом про-грессивность новых проектов заключается не только в применении больших вычислительных возможностей, но и в научно-инженерном совершенствовании методов, реализованных в прошлых проектах.
Логично предположить, что система, которая обеспечивает безопасную эксплуатацию РУ (СУЗ) должна быть снаряжена самыми совершенными алгоритмами и оборудованием. СУЗ является одной из основных составных частей АСУ ТП энергоблоков АЭС. В состав СУЗ входит большое количество подсистем, которые контролируют соответствующие параметры РУ физически различными способами: СВРК, АКНП и т.д. При проектировании этих подсистем всегда возникают вопросы о том, как их сконструировать для получения наиболее актуальной информации о состоянии активной зоны РУ, или, как правильно обработать первичную измеренную информацию с целью получения максимально оперативной и точной информации об основных параметрах контроля (например, мощность РУ).
Одной из подсистем СУЗ является АКНП. В данной диссертации предлагается новый способ уточнения оценки основных параметров активной зоны РУ полученных по результатам работы этой подсистемы.
АКНП состоит из нескольких независимых комплектов (двух или трех) блоков детектирования [1], [2], расположенных за пределами активной зо-
Эти постулаты приводят к использованию дифференциального уравнения для коэффициента коррекции по параметрам петлевого термоконтроля k(t):
^ = -ki ■ (k(t) — 1) — fc2 • (W — Wav) (1.12)
Коэффициенты къ fc2 можно найти, решив систему уравнений, построенную с использованием перечисленных выше условий. Решив эту систему уравнений, получим коэффициенты:
кх = А (1.13)
Таким образом, на каждом шаге работы алгоритма происходит оценка коэффициента k[t). Результирующая корректированная оценка мощности по АКНП определяется как представлено ниже:
Wakpm = Kef ■ k(t) -W (1-14)

kf — коэффициент тарировки канала.
Следует отметить, что часть алгоритма в которой происходит уточнение результирующей оценки мощности с помощью значения мощности, оцененной по подогреву теплоносителя, можно отключить. В этом случае результирующая оценка мощности принимает вид:
Wakpm = kref-W (115)
Учет выгорания при расчете мощности происходит с помощью введения дополнительного коэффициента, линейно зависящего от выгорания. Расчетное значение мощности делится на этот коэффициент. Можно применить такой подход, так как на реакторах типа ВВЭР-440 наблюдается монотонное увеличение показаний блоков детектирования АКНП с выгоранием топлива и это увеличение можно описать линейной зависимостью.