核电厂J段象限倾斜超标报警分析

2021-05-28 14:12房毅凌张荆荆
仪器仪表用户 2021年5期
关键词:量程堆芯反应堆

房毅凌,张荆荆

(中核武汉核电运行技术股份有限公司 浙江分公司,浙江 嘉兴 315000)

LOCA监测系统(LSS)主要用于监视反应堆的运行状态,通过专用物理计算模型模拟计算堆内的中子通量分布,重构反应堆堆芯的功率分布,并提供实时的堆芯运行状态图形[1],与系统设定的安全限值进行实时对比,提供报警信号,确保反应堆在功率分布安全限值内运行,防止失水事故时导致堆芯熔化的严重事故发生[2]。

某核电厂机组频繁出现J段象限倾斜超标报警,本文着重分析如何运用RIC堆芯测量系统的设备获取堆芯数据,测量真实J段象限倾斜情况并提出新的象限倾斜监测方法。

1 LOCA监测系统J段象限倾斜超标报警介绍

LOCA监测系统下位机通过DCS系统接收来自核仪表系统(RPN)4个象限的功率量程探测器6节电离室电流信号,并转换为每节电离室的节功率,然后计算每节象限功率倾斜比,并与其象限节功率比较,最后生成J段象限功率倾斜比。如果J段象限超标,则发出“J段象限超标”报警。

J段象限倾斜超标报警后果为机组象限功率倾斜比存在超标风险,操纵员需手动计算堆芯上、下部功率倾斜比,判断是否超出《核电厂运行技术规范》的限值。

2 J段象限倾斜超标分析

2.1 运用RIC堆芯测量系统设备测量真实J段象限倾斜值

该核电厂机组反应堆共有157组核燃料组件,其中50组嵌入指套管,每组燃料组件含有264根燃料和1个指套管通道。RIC堆芯测量系统共有5个可移动式的中子通量探测器,将其分批次插入50个指套管通道,直抵对应的50根燃料组件内部,由于这50个通道在堆芯内均匀分布,可精确测量堆芯内部中子通量数据。

测量过程如下:

1)首先,将核功率稳定,确认反应堆在预定的功率水平稳定运行,氙毒分布基本稳定,稳压器内的硼浓度与反应堆冷却剂系统的硼浓度之差在±20ppm以内,建立核物理试验条件。

2)RIC工程师进行堆芯中子通量测量,使用堆芯测量系统控制柜控制驱动单元、选择器和电动阀,将5个堆芯中子通量探测器同时插入位于燃料棒区域的5个指套管通道中,同时生成5条实时注量率曲线。如此操作10次,共测试50根燃料对应的50个通道。

3)使用CEDRIC软件读出并解码堆芯中子注量率数据文件。

4)使用CARIN软件确定核注量率的三维分布,并确定最新的功率分布。

5)使用ATALONG软件为LOCA监测系统提供校准参数。

6)堆芯核物理工程师依据功率分布试验结果,重新计算最新的磁盘参数,修改磁盘参数,计算参数初始化。

最终,得出J段象限倾斜真实值为0.4%,未达到J段象限倾斜超标限值2%,LOCA系统J段象限倾斜超标为误报警。与此同时,操纵员手动计算堆芯上、下部功率倾斜比,计算结果显示机组象限功率倾斜比小于1.02,未超标。

2.2 J段象限倾斜超标误报原因分析

2.2.1 报警产生机理

J段象限倾斜超标报警公式:

参变量E(j)(Dpazj limits),当Dpazj>E(j)时的可调参数产生报警。

图1 功率量程探测器位置图Fig.1 Location of power range detector

当其中一段电离室的电流出现漂移,会产生J段象限倾斜超标报警,整个通道便不再产生轴向分布信号。

2.2.2 功率量程探测器布置的局限性

由于空间限制,核反应堆压力容器外共有10个仪表井,其中2个留作备用。源量程探测器占用2个井,中间量程探测器占用2个仪表井,仅余4个仪表井可放置功率量程探测器。因此,4个象限仅放置一个功率量程探测器如图1所示。

由图1可知:每个功率量程探测器3个敏感段位于堆芯上部,3个敏感段位于堆芯下部。因此,中子由堆内经慢化、扩散等过程到达堆外探测器时,其轴向分布很难与堆内完全一致。此外,探测器本身灵敏度的高散值以及中子探测物质的燃耗均加大了堆外探测器的误差。

3 J段象限倾斜超标报警改进方法

3.1 改进J段象限倾斜超标报警算法

针对J段象限倾斜超标报警无法始终保持准确反映核反应堆的象限功率倾斜比状况,新增“上部象限功率倾斜比”和“下部象限功率倾斜比”,可以克服单个功率量程探测器因误差过大,产生节电流数据漂移对堆芯参数的干扰,更准确反映象限功率倾斜比状况。

上部象限功率倾斜比(QPTR)的计算公式如下:

下部象限功率倾斜比(QPTR)的计算公式修改如下:

其中,KhIh(k)是K象限上部的电流水平;KbIb(k)是K象限下部的电流水平;Pr(k)是k象限的功率对应电流水平,并依此设置“象限功率倾斜比超标”报警信号,可以帮助主控室操纵员迅速得知目前堆芯的状况,在LOCA系统出现报警的第一时间,省去操纵员手动计算堆芯上、下部功率倾斜比的宝贵时间,更快地采取有效措施,使堆芯轴向功率偏差恢复到许可的状态。

3.2 改进RIC堆芯测量系统

3.2.1 当前中子通量探测器的测量原理及缺陷

当前的堆芯测量系统采用的是传统的中子通量探测器,其工作原理及缺陷如下:中子通量探测器由微型裂变室与导电及驱动两用的同轴电缆组成,探测器寿期主要取决于微型裂变室性能。微型裂变室的灵敏体内充有纯度为99.9995%的氩气(Ar),充气压力为1.1×105Pa。电极表面涂有一层厚度为0.3mg/cm2的二氧化铀(UO2),其中,U-235的丰度为90%。灵敏体、同芯包壳及焊接端塞共同组成微型裂变室。堆芯中子通量测量过程中,热中子射入到微型裂变室灵敏体内,打在涂有二氧化铀的电极上,使核发生裂变。裂变产生的重的带正电的裂变碎片使氩气电离,产生电子—正离子对。电子和正离子在外加电磁场作用下向两极漂移而形成脉冲,电子—正离子向两极漂移形成的电脉冲叠加起来,则形成电流。微型裂变室电极间施加高电压,与通量水平成比例的输出电流流经负载电阻,负载电阻由数只不同阻值的电阻串、并而成。用分压法和分流法取出信号,进行放大再输往计算机收集。缺点是微型裂变室寿命较短,日常需要存储在铅屏蔽盒内,无法像RPN核仪表系统的功率量程探测器那样长期置于核反应堆压力容器附近,为LOCA系统提供在线数据。因此,需要采用新工艺方法制成中子通量探测器彻底解决该问题。

3.2.2 自给能中子探测器介绍

采用铑(Rh),因科镍600材料可制成自给能中子探测器,可长期插入堆芯燃料组件内部工作,相比功率量程探测器的安装位置具有很大优势,在线使用寿命≥54个月,且能满足热中子灵敏度一致性偏差≤+1%和探测器γ灵敏度≤2×10-11A/(Gy·s-1);可代替传统的微型裂变室的中子通量探测器。

传统的中子通量探测器需要一系列的驱动设备,才能移动至工作位置,如:控制柜、驱动单元、路选择器、组选择器和电动阀等,而自给能中子探测器长期插在堆芯内部工作,不需要移动。

此外,自给能中子探测器能够与热电偶集成在一个组件内,能够减少对反应堆的开孔。以某二代压水堆为例,热电偶需要开孔40个,指套管需要开孔50个,降低了反应堆压力容器的制造难度。

自给能中子探测器不需要承担保护功能,不需要冗余设计,在事故工况下也不承担测量功能,故没有取代核仪表系统探测器的安全功能。后者主要功能是在中子注量率高和中子注量率变化率快时,触发反应堆停堆。

3.2.3 LOCA监测系统的改进

传统的LOCA监测系统功能,除了提供J段象限倾斜超标报警,还执行以下功能:

1)绘制功率偏差与相对功率关系图(梯形图),对堆芯状况做出评价。

2)提供参数并显示。

3)当轴向功率偏差超过定值时,产生报警信息并送往反应堆功率调节系统的C21信号。

采用自给能中子探测器后,也可以实现这些LOCA监测功能,方法如下:

a)当轴向功率偏差DDPax超过预定的整定值S2且平均热功率(Pth(avg))≥10%时,触发DDPax超差报警。

b)根据反应堆物理特性和反应堆功率运行模式下的运行技术规范,确定运行区域边界[3],两个及以上测量通道的轴向功率偏差Dpax信号超过左运行极限且(Pth(avg))≥LV1或者两个及以上测量通道的轴向功率偏差Dpax信号超过右运行极限且(Pth(avg))≥15%FP产生超出梯形图预警信号。

c)两个及以上测量通道的轴向功率偏差Dpax信号超过左运行极限且(Pth(avg))≥LV1或者两个及以上测量通道的轴向功率偏差Dpax信号超过右运行极限且(Pth(avg))≥50%FP产生C21信号。

自给能中子探测器产生的电流信号结合其他工况信号,经信号处理系统采集和处理,还可实现全堆芯三维功率分布实时显示,LPD和DNBR精细计算、计算运行图、报警和用于核仪表功率量程的校准系数计算。

LPD精细计算主要功能为:将电流信号转化为测点燃料组件功率,然后通过拓展计算得出全堆芯功率分布,再通过精细功率重构获得堆芯精细功率分布。为了方便反应堆操纵员提供监测依据, LPD也可以实现快速计算。DNBR采用LPD精细计算提供的堆芯三维功率分布,结合硼浓度及棒位信息进行堆芯冷却剂通道的热工水力计算和全堆芯的DNBR计算。而传统的中子通量测量,仍需人工每隔30天手动测量并计算堆芯三维功率分布,LOCA系统的磁盘参数也需要定期手动导入并修改才能生效,运行效率较低。

4 结束语

LOCA监测系统作为RPN核仪表系统的子系统,数据精度受限于RPN功率量程探测器。基于反应堆的空间限制,功率量程探测器无法完全理想放置,系统误差无法消除。当前的堆芯测量系统中子通量探测器虽然精度极高,但寿命较短,无法在线长期投用。运用自给能中子探测器技术,提升堆芯测量系统中子通量探测器性能,使其能连续持久运行,实时运算并更新堆芯三维功率分布,可从根本上克服功率量程探测器系统误差较大的障碍。同时,创新算法,减轻漂移数据对运算结果的影响,使核反应堆运行更能满足《核电厂运行技术规范》要求,保障机组安全稳定运行。

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