SU1094485A1 - Method of checkine sodium boiling in active section of fast reactor - Google Patents

Abstract

СПОСОБ КОНТРОЛЯ КИПЕНИЯ НАТРИЯ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ БЫСТРОГО РЕ АКТОРА, заключагацийс  в том , что фиксируют импульсы нейтронного по тока, возникающие при кипении натри , и по параметрам этих импульсов суд т о наличии процесса кипени , о т л и- чающийс  тем, что, с целью повышени  информативности регистрируемых сигналов, измер ют изменени  скорости нарастани  амплитуды переднего фронта импульса и по его личине и.изменению суд т о стадии, тенденции и скорости развити  процес са кипени .THE METHOD OF CONTROL OF SODIUM BOILING IN THE ACTIVE ZONE OF A QUICK REACTOR, concludes by detecting neutron current pulses that occur during sodium boiling, and according to the parameters of these pulses, the boiling process is detected, which is due to the fact that The purpose of increasing the information content of the recorded signals is to measure changes in the rate of growth of the amplitude of the leading edge of the pulse and by its shape and change it is judged on the stage, tendency and speed of the boiling process.

Description

Изобретение относитс  к области атомной техники и может быть исполь зовано в энергетическихИ экспери ментальных  дерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем дл  контрол  развити  процесса кипени  нат ри  в реакторах на быстрых нейтрО нах.. .The invention relates to the field of atomic technology and can be used in power and experimental nuclear reactors with liquid metal coolant to control the development of sodium boiling in fast neutron reactors.

Одной из аварийных ситуаций в работе реакторов с жидкометалличес КИМ теплоносителем  вл етс  штавле ние тепловыдел ющих элементов в от дельном пакете активной зоны. Этому процессу предшествует кипение натри  и осушение канала. -Дл  предотвращени  подобной аварийной.ситуации ведут контроль за кипением теплоносител  в активной зоне.One of the emergency situations in the operation of reactors with liquid metal IMC coolant is the pressing of heat-generating elements in a separate package of the active zone. This process is preceded by boiling sodium and draining the channel. - To prevent such an emergency. The situation is controlled by the boiling of the coolant in the active zone.

Известен способ обнаружени  закипани  теплоносител  в  дерном реакторе , согласно которому улавливают . пары кип щего теплоносител  и по замыканию контактов системы контрол  этими парами суд т о закипанииThere is a known method for detecting boiling coolant in a sod reactor, according to which it is caught. boiling heat carrier vapors and by closing the contacts of the control system with these pairs they are boiling

Известный способ  вл етс  малоэффективным , поскольку при локальном . вскипаний жидкометаплического теплоносител  пузырьки пара, попада  в недогретую жидкость, схлопываютс  . / The known method is ineffective, since it is local. After boiling up of the liquid mastery heat carrier, vapor bubbles, falling into the underheated liquid, collapse. /

СО не достига  поверхности. .,CO does not reach the surface. .

Наиболее близким по технической The closest technical

aj 4; сущности к описываемому  вл етс  способ контрол  кипени  натри  в активСХ ) ной зоне быстрого реактора, заклю:л чающийс  в том, что фиксируют импульсы нейтронного потока, возникающие при кипении натри , и по параметрам этих импульсов суд т о налиши про .цесса кипени ..aj 4; Essentially, the described method is to control sodium boiling in the active zone of the fast reactor, which consists in detecting neutron flux pulses that occur during sodium boiling, and judging by the parameters of these pulses the boiling process is present.

Б известном способеза определ ющий параметр принимаютфорг у спектра флуктуации нейтронногопотока в частот (0-1,5) Гц и(1-1000) Гц. Однако данный способ, определени  закипани  натри  в активной зоне  дерного реактора  вл етс  недоста точно информативным, поскольку.ПОЗВО л ет определ ть только наличие заки пани  Это в свою очередь обуславливает концепцию немедленной остановки реактора системой быстрой аварийной защиты при по влении соответствующе го сигнала, что приводит к резким термическим ударам Такие термичес кие удары понижают ресурс зксплуата ции элементов активной зоны и повышают веро тность выхода радиоактив кого топлива в теплоноситель. Целью изобретени   вл етс  повышение информативности регистрируемых сигналов, - Указанна  цель достигаетс  тем, что дополнительно измер ют изменеI ние скорости нарастани  амплитуды пе реднего фронта импульса и по его величине и изменению суд т о стадии, тенденции и скорости развити  процес са кипени . Действительно, по вление парового .пузыр  внутри пакета вызывает изме:нение нейтронного потока во времени, (При зтом скорость изменени  нейтронного потока пропорциональна скорости траста объема парового пузыр , котора  в свою очередь определ етс  ве личиной избыточного тепловыделени , снимаемого за счет испарени , натри  Замещение парового пузыр  натрием (Приводит к возврату нейтронного потока и первоначальному значению. При этом избыточное тепловыделение в пак те начинает использоватьс  дл  нагре ва вновь поступающего натри  до температуры кипени , а затем на испарение новой порции жидкого натри  Таким образом, эти процессы привод т к по влению импульсов нейтрон- ного потока, частота следовани  которых имеет тенденцию к росту при увеличении избыточного тепловьщелени  Однако в реальных услови х точного соответстви  роста частоты следовани  импульсов росту избыточного тепловьщеленй  не наблюдаетс . Эту особенность можно объ снить следующ ми фактораии. Измен ютс  размеры зоны образовани  и существовани  пара по объему пакета из-за его разогрева. Замещаем 1Й жидкостью пар при своем движении преп тствует подводу замещающей жидкости в область избыточного теплорыделени . Оба эти фактора оказывают вли ние на временные характеристики процесса вытеснени  пара из зоны кипени , привод  к выше отмеченному несоответствию . Оба процесса оказывают вли ние, в основном на формирование заднего фронта импульсов нейтронного потока, который соответствует вытеснению паровой фракции. На основании изложенного следует, что фиксиру  передний фронт импульсов нейтронного потока, соответствующих кипению, и измен   скорость нарастани  его амшштуды, можно судить о величине избыточного тепловьщклени , т,е, о стадии кипени , а измер   скорость изменени  скорости нарастани  амплитуды пере днего фронта импульсов, можно определ ть скорость и тенденцию рйзвити  кипени , На основании такой информации можно принимать более обоснованное решение об управлении реактором. Таким образом, скорость нарастани  переднего фронта импульсов нейтронного потока, возникаю1Щ1х при кипении натри , может служить основным параметром, позвол ющим более точно судить о процессе кипени  натри  в активной зоне реактора. Способ контрол  кипени  натри  в активной зоне быстрых реакторов заключаетс  в следующем. Измер емый ток нейтронных камер отфильтровывают от фснрвых шумов, сопровождающих работу реактора. Затем при по влении периодических колебаний определ ют знак н скорость нарастани  переднего фронта импульса . По знаку изменени  амплитуды в дальнейшем суд т о принадлежности измер емой части сигнала к переднему или заднему фронту импульса. По величине скорости нарастани  переднего .фронта импульса суд т о стадии закипани , а по изменению скорости нарастани  переднего .фронта суд т о тенденции и о скорости развити  ки- . пени , Прнмер реализации способа. На реакторе БН-350 проведены эксперименты по кипению, натри  в пакете активной зоны. Эксперимент проводилс  с использованием специального кип щего пакета, который вводилс  в активную зону Кипение в этом пакете достигалось дросселированием расхода и Y -нагревом вольфрамовых стержней. Блок-схема cHCTeNfti, используемой дл  регистрации кипени  в данном эксперименте, изображена на Сигналы со штатной нейтро}1ной камеры I поступали на фильтры 2, после фильтрации на усилитель 3, а затем - на самописец А Вид зарегистрированного на самописце сигнала приведен на фиг.2. Как видно из этого графика, при наличии посто нного контрол  можно легко выделить передний фронт импульса нейтЮ З6 ронного потока и измерить его харак теристик.и. За базу сравнени  можно прин ть способ обнаружени  кипени  натри  с помощью коррел ции акустических и нейтронных шумов. По срав- ненин с ним предлагаемый способ позвол ет обнаруживать не только факт закипани , но .и оценить стадию, тенденцию и скорость развити  кипени . Это позвол ет принимать более правильные решени  по управлению реактором в рпссматриваем))1х ситуаци х . Данный способ позвол ет обнаруживать не только факт закипани , но и оценивать стадию, тенденцию и скорость развити  кипени , что позвол ет при)шмать более обоснованные решени  по управлению реакторомIn the known method, the determining parameter is taken at the spectrum of neutron flux fluctuations in the frequencies (0-1.5) Hz and (1-1000) Hz. However, this method of determining the boiling of sodium in the core of a nuclear reactor is not sufficiently informative, since the LETTER determines only the presence of the battery. This in turn determines the concept of the immediate shutdown of the reactor by a quick emergency protection system when a corresponding signal appears that leads to sharp thermal shocks. Such thermal shocks reduce the service life of the core elements and increase the likelihood of radioactive fuel escaping into the coolant. The aim of the invention is to increase the information content of the recorded signals. This goal is achieved by additionally measuring the change in the rate of increase of the amplitude of the leading edge of the pulse and judging its magnitude and change from the stage, trend and rate of development of the boiling process. Indeed, the appearance of a vapor bubble inside a packet causes a change in the neutron flux over time, (In this case, the rate of change of the neutron flux is proportional to the velocity of the vapor bubble volume, which in turn is determined by the amount of excess heat generated by evaporation, sodium) Substitution sodium vapor bubble (Leads to the return of the neutron flux and the original value. At the same time, the excess heat generation in the packet begins to be used to heat the re-entering sodium to t boiling point, and then on evaporation of a new portion of liquid sodium. Thus, these processes lead to the appearance of neutron flux pulses, the frequency of which tends to increase with increasing excess heat and temperature, however, in actual conditions of exact correspondence to an increase in the pulse frequency no excess heat loss is observed. This feature can be explained by the following factors. The size of the zone of formation and existence of steam by the volume of the package due to its heating is changed. Replace the 1st liquid with vapor when it moves prevents the supply of the replacement liquid to the area of excessive heat release. Both of these factors influence the temporal characteristics of the process of displacing steam from the boiling zone, leading to the above noted discrepancy. Both processes have an impact, mainly on the formation of the back front of neutron flux pulses, which corresponds to the displacement of the vapor fraction. Based on the above, it follows that fixing the front of the neutron flux pulses corresponding to boiling and changing the growth rate of its amplitude can be judged on the magnitude of excess heat dissipation, t, e, on the boiling stage, and measuring the rate of change in the rise rate of the amplitude of the leading edge of the pulses, It is possible to determine the speed and tendency of the boil to risen. Based on such information, a more informed decision can be made about controlling the reactor. Thus, the rate of rise of the leading edge of neutron flux pulses, occurring during the boiling of sodium, can serve as the main parameter allowing more accurate judging of the process of boiling of sodium in the reactor core. The method for monitoring sodium boiling in the fast reactor core is as follows. The measured current of the neutron chambers is filtered from the noise that accompanies the operation of the reactor. Then, when periodic oscillations appear, the sign of n the rate of rise of the leading edge of the pulse is determined. By the sign of the amplitude change, it is further judged that the measured part of the signal belongs to the leading or trailing edge of the pulse. By the magnitude of the growth rate of the anterior pulse front, the boiling stage is judged, and by the change in the growth rate of the anterior pulse, the tendency and the development rate ki are judged. penalties, Prnmer implementation of the method. At the BN-350 reactor, boiling experiments were performed, sodium in the core package. The experiment was carried out using a special boiling package, which was introduced into the active zone. Boiling in this package was achieved by throttling the flow rate and by Y heating of tungsten rods. The block diagram of cHCTeNfti used to record boiling in this experiment is shown in Signals from the standard neutro 1 chamber I was sent to filters 2, after filtering to amplifier 3, and then to recorder A The type of signal recorded on the recorder is shown in Fig. 2 . As can be seen from this graph, in the presence of a constant control, one can easily distinguish the leading edge of the neutron pulse of the sulfur flux and measure its characteristics. A method for detecting sodium boiling by correlating acoustic and neutron noise can be taken as the base of comparison. Compared to it, the proposed method makes it possible to detect not only the fact of boiling, but also to estimate the stage, tendency and rate of development of the boiling point. This allows you to make more correct decisions to control the reactor in review)) 1x situations. This method makes it possible to detect not only the fact of boiling, but also to evaluate the stage, tendency and speed of boiling development, which makes it possible to find more reasonable solutions for controlling the reactor.

А.от.едA.ed.ed

-/- /

2-Фшг .12-Fshg .1

t,MUHt, MUH

/MUfi/ MUfi

фиг гfig g

Claims (1)

СПОСОБ КОНТРОЛЯ КИПЕНИЯ НАТРИЯ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ БЫСТРОГО РЕАКТОРА, заключающийся в том , что фиксируют импульсы нейтронного потока, возникающие при кипении натрия, и по параметрам этих импульсов судят о наличии процесса кипения, отличающийся тем, что, с целью повышения информативности регистрируемых сигналов, измеряют изменения скорости нарастания амплитуды переднего фронта импульса и по его величине и.изменению судят о стадии, тенденции и скорости развития процесса кипения.METHOD FOR CONTROLING SODIUM BOILING IN THE ACTIVE ZONE OF A FAST REACTOR, which consists in capturing the neutron flux pulses that occur during sodium boiling, and judging by the parameters of these pulses the presence of a boiling process, characterized in that, in order to increase the information content of the recorded signals, the changes are measured the rate of increase in the amplitude of the leading edge of the pulse and its magnitude and change judge the stage, trend and rate of development of the boiling process.