Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов

Способ создания смешанных карт активной зоны ядерного реактора и его применение к калибровке стационарных контрольно-измерительных приборов

Иллюстрации

Показать все

Реферат

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Изобретение относится к способу создания т.н. "смешанных карт активной зоны ядерного реактора". Также настоящее изобретение относится к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа. Карты активной зоны ядерного реактора иллюстрируют распределение плотности энерговыделения внутри ядерных реакторов и составляются посредством датчиков, которые размещаются, фиксированным или подвижным образом, временно или постоянно в активной зоне ядерного реактора. Их основное целевое назначение состоит в компенсации потери плотности контрольной измерительной аппаратурой, называемой «системой КИП реактора» (или «системой КИП»), в тех случаях, когда значительное количество положений, изначально используемых датчиками системы КИП реактора, занято стационарными стержнями коллектронного типа. Очевидный физический интерес заключается в повышении плотности измерений и, таким образом, повышении уровня достоверности, связанного с результатами работы, выводимыми при обработке этих измерений.

Одно из приложений способа изобретения имеет отношение к способу калибровки детекторов коллектронного типа, размещаемых в активной зоне ядерного реактора. Это приложение способа изобретения дает возможность извлекать пользу из сигнала, подаваемого детектором коллектронного типа и связанного с вкладом в погрешность, величина которого не слишком высока, даже после продолжительного использования коллектрона в активной зоне ядерного реактора. Термин «калибровка коллектрона» фактически означает связывание сигнала, подаваемого коллектроном и отображающего активность внутри ядерного реактора, с вкладом в погрешность, связанным с рассматриваемым детектором коллектронного типа.

В настоящем документе, и в особенности, в различных уравнениях и соотношениях, будет производиться отсылка к некоторым аббревиатурам или выражениям, глоссарий которых дан ниже:

- С/М (Р/И): отклонение расчет / измерение;

- : погрешность, связанная с расчетом распределения локальной плотности энерговыделения стержней в сборке;

- : погрешность, связанная с преобразованием отклонений Р/И параметра «радиоактивности» в отклонения Р/И параметра «плотность энерговыделения»;

- : погрешность, связанная с пространственным распространением отклонений Р/И;

- погрешность, связанная с измерительной системой (детектором и сбором данных);

- стандартная общая погрешность процесса воссоздания плотности энерговыделения;

- С/PM: отклонение расчет/псевдоизмерение;

- : обобщенная погрешность распространения отклонений расчет/псевдоизмерение;

- общая погрешность, соответствующая процессу воссоздания плотности энерговыделения по способу RUN2p;

- SchX: любая диаграмма контрольно-измерительного оборудования Х-типа;

- REF: диаграмма эталонного контрольно-измерительного прибора;

- S(t): чувствительность детектора по завершении времени облучения t;

- S(0): исходная чувствительность нового детектора;

- Q(t): интеграция тока, переданного детектором по завершении времени облучения t;

- : исходная нагрузка, доступная для нового детектора;

- а: экспонента экспериментального закона износа;

- A1 и A2: распределения радиоактивностей, связанных, соответственно, с детекторами первого и второго типа;

- N1 и N2: количества сбора данных для детекторов первого и второго типа соответственно;

- и : распределения радиоактивностей, измеренных, соответственно, детекторами первого и второго типа;

- и : распределения эквивалентных радиоактивностей, рассчитанных для детекторов первого и второго типа соответственно;

- : преобразование радиоактивности, свидетельствуемой детектором второго типа, в радиоактивность, которую мог бы свидетельствовать детектор первого типа;

- brut: обычно относится к распределению, элементы которого не претерпевали процесс нормирования;

- relatif: относится к распределению, элементы которого связаны нормированием рядов;

- g: коэффициент, отображающий различия в нормировке между двумя распределениями;

complet: характеризует распределение, в котором используются все элементы;

- и : стандартное отклонение и погрешность, связанные с процессом создания смешанной карты;

- и : стандартное отклонение и погрешность, связанные с вычислением радиоактивностей А;

- r: коэффициент линейной корреляции;

conversion: относится к действию по преобразованию информации, собранной детектором данного типа, в информацию, которая могла бы быть получена в тот же момент времени и в том же месте детектором другого типа;

- : полная радиоактивность для трехмерного положения XYZ, выведенная из данных, собранных детектором второго типа (здесь - COL);

- : полная радиоактивность для трехмерного положения XYZ изначально второго типа, преобразованная в радиоактивности первого типа (здесь - PRIC);

- : расчетная радиоактивность для трехмерного положения XYZ первого типа (здесь - RIC);

- FCOR: трехмерный калибровочный, или поправочный, коэффициент;

- : скорректированная радиоактивность для трехмерного положения XYZ второго типа (здесь - COL);

- : скорректированная радиоактивность для трехмерного положения XYZ первого типа после преобразования (здесь - PRIC);

- : погрешность, связанная с процессом калибровки детектора 2 на основе одновременного сбора информации детектором 1.

Область изобретения относится, в общем, к ядерным реакторам. Ядерные реакторы, такие как ядерные реакторы, охлаждаемые водой под давлением, содержат активную зону, состоящую из тепловыделяющих сборок, каждая из которых включает набор топливных стержней, обычно, из урана, слабо обогащенного изотопом уран-235. Сборки совмещаются своими продольными осями в вертикальном направлении, т.е. вдоль высоты активной зоны.

Поэтому в дальнейшем продольные оси будут обозначаться высотой z, a абсциссы x и ординаты y позволяют определить точку ядерного реактора в горизонтальной плоскости. Тогда активную зону ядерного реактора можно рассматривать как разрезанную на секции или осевые ячейки сети определенной толщины, обозначаемые высотой z. Кроме того, точка ядерного реактора идентифицируется по своему азимутальному положению - на основе угла, определяемого в горизонтальной плоскости относительно оси z в метках ортогональной трехмерной системы отсчета (x, y, z), а также по своему радиальному положению, определяемому расстоянием в горизонтальной плоскости между указанной точкой и осью меток.

Выделяемая сборками энергия, которая напрямую коррелирует с потоком нейтронов, генерируемым ядерным топливом, которое находится в указанных сборках, распределяется внутри реактора неравномерно. Существуют области, в которых плотность энерговыделения выше, чем в остальных областях. Как правило, эти области находятся ближе к центру реактора относительно его периферии. Эти области называют «горячими точками», и в них генерируемая плотность энерговыделения вплотную приближается к проектным пределам для активной зоны ядерного реактора. Следовательно, распределение плотности энерговыделения в активной зоне ядерного реактора не является гомогенным, и поэтому составление полной карты распределения этой плотности в активной зоне, называемой трехмерным распределением плотности энерговыделения, которое является принципиально важным по очевидным соображениям безопасности, представляет собой сложную задачу.

Таким образом, обеспечение функционирования и безопасности ядерных реакторов требует определения плотности энерговыделения, генерируемой в результате деления ядер урана-235, т.е. ядерной энергии в каждой точке ядерного реактора. С этой целью проводятся измерения, позволяющие оценить плотность энерговыделения в разных точках активной зоны. Во всех случаях оценка плотности энерговыделения включает измерения радиации, излучаемой активной зоной реактора, и в особенности нейтронного потока.

Измерение нейтронного потока всегда выполняется путем взаимодействия нейтронов с материалом, в результате которого, в свою очередь, образуются частицы, способные создавать измеримый электрический ток. В результате каждого акта поглощения нейтрона атомы чувствительного материала, составляющие датчик, преобразуются, поэтому чувствительный материал постепенно исчезает. Его исчезновение происходит со скоростью, которая зависит от интенсивности нейтронного потока и вероятности осуществления реакции, в свою очередь, напрямую связанной с эффективным сечением поглощения. Чем выше эта вероятность, тем выше сила тока и, с другой стороны, тем быстрее расходуется чувствительный материал, что, в свою очередь, очень быстро приводит к необходимости замены датчика.

Проблема обеднения чувствительного материала особенно критична в случае датчиков нейтронов, постоянно находящихся внутри активной зоны.

Для решения проблемы обеднения датчиков конструкторы ядерных реакторов предпочли не держать датчики постоянно в положениях измерений в активной зоне, а направлять их в реактор исключительно для осуществления периодических замеров. Поэтому обычно используемые датчики обозначаются термином «передвижные внутренние контрольно-измерительные приборы» и в дальнейшем описании будут обозначаться как КИП (контрольно-измерительные приборы) реактора. Другие системы, например, систему «Aeroball», также можно считать передвижной внутренней эталонной контрольно-измерительной системой.

Функция системы КИП реактора заключается в точном измерении распределения потока в активной зоне ядерного реактора с относительно малыми ограничениями в аспекте времени отклика. Поэтому на практике система КИП реактора сосуществует с системой, известной как СУЗ (система управления и защиты), которая расположена снаружи активной зоны ядерного реактора и отвечает за измерения некоторых параметров распределения плотности энерговыделения (таких как аксиальная и азимутальная неустойчивости) и уровня мощности реактора с очень хорошими временами отклика, но и с более низким, чем у системы КИП реактора, уровнем точности измерений. Поскольку пропорциональность внешнего измерения фактическому уровню мощности реактора зависит от радиальной составляющей распределения плотности энерговыделения, которая, в свою очередь, изменяется по мере обеднения ядерного топлива, СУЗ нуждается в периодической калибровке. Для осуществления калибровки могут использоваться данные, предоставляемые системой КИП реактора.

В более широком смысле система КИП реактора используется в двух различных ситуациях.

В первую очередь, в ходе пусковых испытаний, после каждой перезагрузки сборок или в ходе отдельных испытательных периодов системы КИП реактора используется для:

- подтверждения того, что распределение плотности энерговыделения в начале каждого цикла находится в соответствии с проектными расчетами и, в частности, значения в горячих точках соответствуют проектным допускам;

- калибровки детекторов СУЗ;

- обнаружения возможных ошибок загрузки;

- предоставления данных о распределении потоков, которые привлекаются для оценки информационно-технологических кодов и способов проектного расчета активной зоны ядерного реактора.

Затем, в ходе цикла и нормальной работы системы КИП реактора обычно используются для:

- подтверждения того, что распределение плотности энерговыделения и, в частности, показатели в горячих точках развиваются во времени так, как предусмотрено проектными расчетами;

- проверки и/или калибровки детекторов СУЗ.

С точки зрения точности, раньше обычно достигался компромисс между желанием измерить плотность энерговыделения в максимальном количестве сборок и объективной реальностью, заключающейся в том факте, что для размещения каждого контрольно-измерительного прибора необходимо проделать отверстие в днище корпуса ядерного реактора. Этот компромисс приводит к тому ограничивающему факту, что приемлемое экономически и технологически решение об установке ограниченного количества контрольно-измерительных приборов соответствующим образом ограничивает точность измерения распределения потоков и делает необходимым существование определенного запаса, предусматриваемого подробно описываемым ниже расчетом погрешности и призванного компенсировать несовершенство экспериментальных сведений о трехмерном распределении плотности энерговыделения, в особенности, в областях горячих точек.

На практике используются шесть передвижных детекторов нейтронов. Передвижные детекторы относятся к типу камер деления. Датчики нейтронов этого типа включают стандартную ионизационную камеру и задействуют уран в качестве материала, чувствительного к нейтронам. Ток, генерируемый передвижными детекторами, пропорционален скорости реакции деления в детекторе и не пропорционален плотности энерговыделения. Поэтому чаще говорят о радиоактивности, а не о плотности энерговыделения. Соответственно, при осуществлении оценки измерений возникает дополнительная стадия преобразования данных измерений радиоактивности для определения плотности энерговыделения. Данное преобразование приводит к возникновению специфического вклада в погрешность, обозначаемую .

Передвижные детекторы при помощи коммутирующего устройства отправляются в непроницаемые каналы, называемые «пальцами перчатки», расположенные в измерительных каналах 60 выбранных для этой цели тепловыделяющих сборок. Выбранные тепловыделяющие сборки называются сборками, оснащенными контрольно-измерительными приборами. Таким образом, каждый детектор предназначен для изучения десяти сборок. Для обеспечения перемещения детекторов от одной сборки к другой механизмами приводятся в действие групповые селекторы.

Следует отметить, что процесс сбора информации включает один или несколько дополнительных процессов т.н. взаимной калибровки.

Более того, количество чувствительного материала, подвергаемого взаимодействию с нейтронами, уменьшается по мере облучения детектора или, точнее, с увеличением интегральной плотности потока частиц, получаемой детектором с течением времени. Чувствительность, т.е. отношение между излученным током и потоком, засвидетельствованным детектором, меняется во времени, поэтому для учета этих изменений необходимо введение поправки в ее оценку на этапе анализа. Каждый передвижной зонд эволюционирует независимо от других, поскольку получает специфическую для него интегральную плотность потока, зависящую от плотности энерговыделения изучаемых им сборок. Поэтому функция прохождения взаимной калибровки позволяет осуществлять измерение относительных чувствительностей. Определение чувствительностей должно в обязательном порядке проводиться перед каждым составлением карты потоков. Таким образом, калибровка детекторов представляет собой операцию, которая заключается в воздействии на коэффициент усиления по току в поверочной схеме с целью компенсации снижения силы тока, подаваемой датчиком, по причине обеднения и поддержания постоянства указанного значения. Данная операция также дает возможность корректировать различия между детекторами, возникающие, вероятно, за счет того, что каждый из них имеет собственную электронную систему сбора данных. На практике это осуществляется следующим образом.

Все групповые селекторы направляются в т.н. «положение готовности», что позволяет каждому зонду перемещаться и следить за сборками, которые обычно измеряются зондом из ряда прямо над ним (кроме зонда 6, который путем циклической перестановки перемещается и следит за сборками, обычно относящимися к зонду 1). Таким образом, удается сопоставить результаты измерений, полученных в ходе взаимной калибровки, с целью определения относительной чувствительности зондов и учесть эти факторы при оценке результатов измерений.

Результат оценки измерений, осуществляемых передвижными внутренними контрольно-измерительными приборами при обследовании 60 выбранных для этой цели сборок, т.е. частичное трехмерное распределение скорости реакции в активной зоне, определенное в результате проведения измерений, называется картой потоков.

Таким образом, несмотря на то что измеряется распределение потоков в значительном количестве (приблизительно 30%) тепловыделяющих сборок, система КИП реактора не покрывает всю активную зону по радиусу. Если коэффициент локальной максимальной плотности энерговыделения находится в неконтролируемой сборке, измерить его не удается. Поэтому необходима дополнительная информация, предоставляемая передвижными детекторами. Дополнительная информация обеспечивается теоретическими расчетами. Таким образом, формирование трехмерного распределения плотности энерговыделения в активной зоне ядерного реактора, подробно описанное ниже, всегда требует комбинирования экспериментальных и расчетных данных. Промышленные реакторы могут оснащаться контрольно-измерительными системами, отличными от системы КИП реактора. Например, следует сослаться на систему Aeroball, которая представляет собой контрольно-измерительную систему, использующую подвижные части, состоящие из цепочек стальных шариков, содержащих 1,5% чувствительного изотопа, например, ванадия, которые циркулируют по каналам, перемещаясь при помощи сжатого азота, и проникают в корпус реактора через его верхнюю часть. Измерение потока нейтронов зависит от активации шариков, помещаемых в поток нейтронов. Оценка их радиоактивности происходит при помощи неподвижных детекторов, установленных на стойках снаружи корпуса, но по-прежнему в здании реактора. Также следует сослаться на систему коллектронного типа - систему собирания электронов, удовлетворяющую следующему физическому принципу: тело, помещенное в нейтронный поток, может испускать электроны. Оригинальность коллектрона заключается в том, что при чрезвычайно небольших размерах сила тока достаточно высока, а испускаемые электроны собираются и измеряются в непрерывном процессе в отсутствие внешнего напряжения поляризации. Коллектроны будут подробно обсуждены ниже в контексте сути настоящего изобретения.

Данные, получаемые в результате теоретического расчета распределения плотности тепловыделения, обычно соответствуют распределению плотности тепловыделения, рассчитанной на основе модели, которая воспроизводит условия эксплуатации, наблюдаемые в ходе создания карты потоков. Расчет производится в конструкторском бюро. При проведении расчета неуклонно соблюдаются следующие принципы.

Данные, получаемые в результате теоретического расчета распределения плотности тепловыделения, как правило, соответствуют распределению плотности тепловыделения, рассчитанной на основе модели, которая воспроизводит условия эксплуатации, наблюдаемые в ходе создания карты потоков. Расчет производится в проектно-конструкторском бюро в ходе проведения стадий планирования. При проведении расчета неуклонно соблюдаются следующие принципы.

Сигнал, получаемый в результате измерения детекторами делений, пропорционален скорости деления в чувствительной части детектора, т.е. результату умножения эффективного сечения деления на поток. Поэтому для получения возможности доступа к скорости активации детектора необходим расчет эффективного сечения деления. Для приближения к точным условиям проведения измерений максимально возможным образом в задействованных теоретических моделях подробно отображены «палец перчатки» и измерительный канал. Эффективное сечение деления рассчитывается с учетом локальных условий вблизи измерительного канала с подробным воссозданием «пальца перчатки» и измерительного канала для расчета потока. Расчет производится для каждой из измеряемых сборок при помощи программы ячейки, например, известной специалистам под названием APOLLO 2F. Затем при помощи программы распределения, например, известной специалистам под названием "SMART three-dimensional nodal code", рассчитывается распределение потоков. Данные расчетов представляют собой:

- трехмерное распределение средних плотностей энерговыделения по сборкам. Это распределение, называемое РМ CAL (x, y, z), используется на стадии преобразования;

- все максимальные плотности энерговыделения стержней, интегрированных по всей эффективной высоте активной зоны; из каждой сборки удерживается только один стержень с самой высокой интегральной плотностью энерговыделения; эта группа, обозначаемая Р CAL DH (x, y), используется на т.н. стадии суперпозиции, которая дает возможность рассчитывать коэффициент роста энтальпии в активной зоне, обозначаемый КРЭ;

- все локальные максимальные плотности энерговыделения; для каждой плоскости на оси z и из каждой сборки удерживается только один стержень с максимальной локальной плотностью энерговыделения; эта группа, обозначаемая Р CAL (x, y, z), используется на стадии суперпозиции при расчете коэффициентов локальной максимальной плотности энерговыделения активных зон FQ, FXY (z).

В частности, процесс воссоздания измеренного распределения плотности энерговыделения преимущественно включает три стадии.

Первая стадия представляет собой скорость реакции деления в детекторе, также обозначаемую как радиоактивность.

Вторая стадия включает отношение средней плотности энерговыделения измеряемой сборки к радиоактивности, свидетельствуемой детектором, который циркулирует в «пальце перчатки» данной сборки. Как уже было отмечено, измеряется именно радиоактивность, а не плотность энерговыделения. Поэтому необходим способ, позволяющий перейти от радиоактивности к плотности энерговыделения. Общие принципы этого способа представлены ниже: реакция поглощения нейтрона чувствительным материалом детектора происходит в характеристической энергетической полосе последнего. Получение сведений об отношении количества нейтронов, принадлежащих к данной энергетической полосе, к общему количеству нейтронов называется проблемой нейтронного спектра. Отношение плотность энерговыделения/радиоактивность является параметром, который определяется из расчетов активной зоны, проведенных в трехмерном пространстве для всех сборок. В этих расчетах принимаются во внимание как локальные спектральные эффекты через посредство реакционной системы нейтрон-счетчик, так и распределение потока. Данные соотношения модернизируются в соответствии с обеднением ядерного топлива для учета эволюции изотопных концентраций внутри сборки. В этой связи сделано предположение, которое заключается в записи о том, что соотношения между рассчитанными значениями и значениями, воссозданными на основе экспериментально полученных данных, для обеих переменных радиоактивности и плотности энерговыделения, равны.

Третья стадия называется стадией «тонкой структуры» и позволяет, исходя из средней плотности энерговыделения сборки, перейти к плотности энерговыделения любого из стержней этой сборки. Для этого делается допущение, что для данной сборки соотношение между плотностью энерговыделения стержня и средней плотностью сборки, к которой принадлежит данный стержень, не зависит от происхождения данной плотности энерговыделения, воссозданной или рассчитанной. Кроме того, в соответствии с отклонениями расчет/измерение, наблюдаемыми по всей сборке, вносится поправка. Эта поправка приводит к выполнению плоскостной двумерной линейной интерполяции. Интерполяция производится для каждой сборки и в каждой точке оси z.

Для расчета воссозданной плотности энерговыделения во всех точках реактора, не оснащенных контрольно-измерительными приборами, предложен способ, позволяющий осуществлять оценку отклонений расчет/измерение во всех остальных точках активной зоны реактора, для которых измерения не проводились. Осуществление такой оценки является предметом способа распространения ошибок, описанного в нижеследующих абзацах.

Разъясняемый ниже способ распространения ошибок, в первую очередь, начинается с операции, в первую очередь, состоящей из расчета отклонений между фактически измеренными и расчетными значениями для каждой сборки, оборудованной контрольно-измерительными приборами. С учетом наличия теоретического расчета и вышеописанного способа измерений для каждой оборудованной приборами сборки, а также для каждой осевой ячейки сетки известно как значение радиоактивности, измеренное детекторами, так и соответствующее значение, рассчитанное в условиях, весьма похожих на условия эксперимента.

Способ распространения ошибок, в общих чертах, проводится следующим образом. Целью является определение для каждой плоскости, проходящей через точку на оси z, поверхности Sz третьей степени в координатах (x, y) для полных карт, допускающей отображение распределения отклонений между расчетными и измеренными радиоактивностями во всей активной зоне. Следует отметить, что выбор указанной степени зависит от плотности доступного контрольно-измерительного оборудования. Этот способ обозначается выражением «способ распространения ошибок GSF (Обобщенные поверхности)».

Как уже указывалось, можно рассчитать отклонение между измеренной и теоретической радиоактивностью в каждом положении, оборудованном приборами. Затем делается допущение, что распределение (x, y) отклонений в точке z теоретической радиоактивности от измеренной для всех сборок можно аппроксимировать поверхностью Sz (x, y), которая представляется в аналитической форме двумерным многочленом степени k, которая по выбору фиксируется на значении 3 для полных карт. Коэффициенты многочлена, характеризующие данную поверхность отклика, определяются путем минимизации функции ошибок F с несколькими переменными, каждая из которых представляет собой один из коэффициентов многочлена. Способ минимизации представляет собой традиционный способ наименьших квадратов, применяемый к каждому аксиальному измерению и уменьшающий до минимума разность между ранее полученными отклонениями и отклонениями, рассчитанными при помощи многочлена на всех сборках, оснащенных контрольно-измерительными приборами.

На практике для системы КИП реактора способ распространения задействует традиционный способ минимизации отклонений по 60 положениям, оснащенным контрольно-имерительными приборами, а также для каждого аксиального направления между исходным Р/И отклонением и значением, даваемым поверхностью отклика. Таким образом, имеется аналитическая функция в координатах (x, y, z), что делает возможным расчет отклонений расчет/измерение во всех положениях активной зоны реактора. Эти отклонения затем используются для исправления теоретических значений во всех точках. После нормирования по всей активной зоне получается распределение плотности энерговыделения, воссозданное для всего объема реактора. Все описанные действия производятся таким образом, чтобы форсировать расчет для наилучшего приближения к 60 точкам измерения, а воссозданное распределение плотности энерговыделения не являлось ничем иным, как распределением плотности энерговыделения, полученным из данного форсирования.

В заключение, способ распространения ошибок связан с определенным вкладом в погрешность, обозначаемым , который используется для расчета общей погрешности, которая, в свою очередь, используется в общем отчете о пределах, который рассматривается по всему рассматриваемому ядерному реактору.

Как правило, общая погрешность определяется по следующему соотношению, соответствующему традиционной квадратичной повторной сборке

Вклады в уравнение 1 перечислены ниже:

- локальное трехмерное распределение плотности энерговыделения стержней в каждой сборке может быть выведено только из теоретического примера, имитирующего экспериментальные условия; расчет погрешности этой тонкой структуры является первым вкладом;

- поскольку отклик детекторов, как было изложено выше, относится не к типу плотности энерговыделения, а к типу скорости реакции или радиоактивности, было сделано допущение, что отклонения расчет/измерение радиоактивности можно преобразовать к параметру плотности энерговыделения; вклад в погрешность связан с этим допущением о преобразовании;

- отклонения расчет/измерение, наблюдаемые в отдельной геометрической области, покрываемой детекторами, распространяются через всю активную зону; вклад в погрешность , или т.н. вклад в погрешность за счет распространения ошибок, связан с соответствующим алгоритмом;

- последний вклад характеризует детектор, или комбинацию детекторов, с физической точки зрения на сигнал или на весь процесс сбора данных; различные особенности этого процесса характеризуются вкладом в погрешность , который называется «вкладом в погрешность, присущим детектору».

Схема способа расчета вклада в погрешность за счет распространения ошибок, в той форме, как она используется в прототипах, показана на фиг.1.

Данная иллюстрация демонстрирует тот факт, что для подобного расчета сначала используется реальное состояние 100, по определению представляющее собой неизвестное распределение плотности энерговыделения, которое нужно определить. Как разъяснялось выше, берется некоторое количество измерений 101, шестьдесят в случае системы КИП реактора, по всей активной зоне реактора. Параллельно, как уже разъяснялось, доступна, например, подготовленная в проектно-конструкторском бюро теоретическая модель распределения плотности энерговыделения 102, которая предоставляет полную карту распределений плотности энерговыделения в активной зоне реактора.

На следующей стадии 103 рассчитываются отклонения, или разности, обозначаемые Р/И, между фактически измеренными значениями и значениями, ожидаемыми на основании теоретического расчета. Расчет отклонений осуществляется для всех точек реактора, в которых возможно измерение.

На основании полученных отклонений в соответствии с вышеупомянутым способом распространения ошибок на стадии 104 определяются отклонения для всех точек ядерного реактора, обозначаемые (Р/И)*. Таким образом, в результате использования способа распространения ошибок получается обобщенное, или расширенное, отклонение, которое применяется к каждому рассчитанному значению радиоактивности для получения оценочных значений радиоактивности в каждой точке ядерного реактора.

На стадии 105 напрямую, исходя из установленных остатков, для каждой точки, являющейся объектом экспериментального измерения, по разности между расширенным (Р/И)* и исходным (Р/И) отклонениями, соответствующими этой точке, рассчитывается вклад в погрешность за счет распространения ошибок например, как среднеквадратическое этих остатков.

Наконец, на стадии 106, вслед за вышеупомянутой стадией преобразования радиоактивности в плотность энерговыделения в каждой точке ядерного реактора определяется расчетная плотность энерговыделения Р_est, являющаяся специфической для каждой точки активной зоны реактора.

Приведенное выше решение для определения вклада в погрешность за счет распространения ошибок применимо к любой активной зоне ядерного реактора, для которой возможно эффективное проведение измерений, как правило, посредством системы КИП реактора. Однако это решение неприменимо к активным зонам ядерных реакторов, которые готовятся к установке и для которых не проводилось измерений распределения потока, а также для существующих активных зон ядерных реакторов, для которых планируется установка контрольно-измерительных приборов.

Тем не менее, подобные изменения в настоящее время становятся доступными. Прогресс информационных технологий в последние годы позволил осуществить обобщение трехмерных моделей для расчетов активной зоны не только в проектно-конструкторских бюро, но и в режиме прямого доступа, кроме того, эти модели дополняются эксплуатационными параметрами соответствующей секции в реальном времени. Развитие технологий, связанных с датчиками, также позволяет добиваться постоянной доступности сигналов, передаваемых детекторами, которые расположены в фиксированных положениях в активной зоне.

Таким образом, можно описать новые контрольно-измерительные системы, целью которых является оперативный мониторинг пределов рабочего режима. Тем не менее, перед промышленной установкой таких систем, т.е. в отсутствие каких-либо эксплуатационных отзывов о данных системах, очевидно, необходимо оценить соответствующие погрешности, связанные с указанными системами.

В этом контексте также представляет интерес определение вклада в погрешность за счет распространения ошибок для ядерных реакторов, где возможно использование новой контрольно-измерительной системы. В этом случае, по причине новизны измерительной системы, которая устанавливается, и, соответственно, отсутствия эксплуатационных измерений для определения вклада в погрешность, основная трудность возникает в связи с определением вклада в погрешность .

Здесь предлагается способ, позволяющий определять вклад в погрешность за счет распространения ошибок для любого ядерного реактора, доступный даже для тех ядерных реакторов, которые только ожидают оборудования контрольно-измерительной системой и для которых отсутствуют эксплуатационные отзывы о соответствующей контрольно-измерительной системе. С этой целью предлагается использование данных из отклика, приобретенного упомянутой эталонной контрольно-измерительной системой, например, системой КИП реактора. Доступный экспериментальный отклик затем используется для введения возмущений в теоретическую модель распределения плотности энерговыделения. Пространственная амплитуда и распределение возмущений в пространстве таковы, что отклонения, наблюдаемые между возмущенной теоретической моделью и теоретической моделью, полученной непосредственно путем расчета, представимы и как отклонения, наблюдаемые в действительности.

Таким образом, задача, поставленная отсутствием эксплуатационного отклика от новой контрольно-измерительной системы, может быть решена при помощи значительного отклика, уже накопленного эталонными контрольно-измерительными приборами. Поскольку данный отклик в значительной степени принимает форму базы трехмерных отклонений расчет/измерение, в изобретении предлагается применение к теор