ČESKÉ VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V PRAZE. Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská. Katedra jaderných reaktorů Obor: Jaderné inženýrství

Transkript

1 ČESKÉ VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V PRAZE Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská Katedra jaderných reaktorů Obor: Jaderné inženýrství Analýza chování a modelování axiálního rozložení výkonu v tlakovodních reaktorech Analysis of behavior and modeling of axial power distribution in pressurized water reactors VÝZKUMNÝ ÚKOL Vypracoval: Vedoucí práce: Konzultant práce: Rok: Bc. Milan Žák Ing. Zdenek Durďák Ing. Jan Frýbort, Ph.D. 2014

2 Prohlášení: Prohlašuji, že jsem výzkumný úkol vypracoval samostatně, a že jsem řádně citoval všechny použité prameny a literaturu. V Praze dne Milan Žák

3 Poděkování: V prvé řadě bych rád poděkoval vedoucímu své práce Ing. Zdenku Durďákovi za ochotu a vstřícnost, které projevoval při vedení této práce a za jeho cenné rady poskytnuté při konzultacích. Rovněž bych chtěl poděkovat svému konzultantovi Ing. Janu Frýbortovi, Ph.D., jehož postřehy vedly k finální podobě výzkumného úkolu.

4 Název práce: Analýza chování a modelování axiálního rozložení výkonu v tlakovodních reaktorech Autor: Obor: Druh práce: Bc. Milan Žák Jaderné inženýrství Výzkumný úkol Vedoucí práce: Ing. Zdenek Durďák, ORF ETE ČEZ, a.s. Konzultant: Ing. Jan Frýbort, Ph.D. KJR FJFI ČVUT v Praze Abstrakt: Tato práce má dvě hlavní části. V první rešeršní části je popsán způsob monitorování a řízení axiálního rozložení výkonu v tlakovodních reaktorech, a to především na české jaderné elektrárně Temelín. Důraz je kladen zejména na vznik a rozvoj axiálních xenonových oscilací a strategiím jejich regulace. Ve druhé části je navrhnut model axiálních xenonových oscilací a jejich odezvy na pohyb regulačních orgánů, jež jsou využívány jako regulační prostředek axiálního ofsetu na většině jaderných elektráren. Klíčová slova: Axiální rozložení výkonu, axiální xenonové oscilace, axiální ofset, axiální diference toku. Title: Author: Analysis of behavior and modeling of axial power distribution in pressurized water reactors Bc. Milan Žák Abstract: The thesis has two main parts. In the first part, the manners of axial power distribution monitoring and controlling in pressurized water reactors are presented. Emphasis is placed on axial xenon oscillations and strategies of their regulation. In the second part, the model of axial xenon oscillations and their response to movement of control rods is proposed. Control rods are usually used as means of axial offset regulation in nuclear power plants. Key words: Axial power distribution, axial xenon oscillation, axial offset, axial flux difference.

5 Obsah Obsah... 6 Seznam zkratek... 8 Seznam veličin Seznam tabulek Seznam obrázků a grafů Úvod Regulace výkonu a veličiny užívané k jeho monitorování Rozložení výkonu a jeho regulace Koeficienty nevyrovnání výkonu Koeficient nevyrovnání hustoty tepelného toku Faktor horkého kanálu pro zvýšení entalpie podél kanálu Výkonová rezerva Axiální diference toku Koeficient šestinové výkonové symetrie Monitorování rozložení výkonu Detektory vněreaktorového měření Detektory vnitroreaktorového měření Samonapájecí detektory neutronů (SPD) Termočlánky (TČ) Systém Aeroball Kalibrace vněreaktorových detektorů Kalibrace systému NIS na výkon na ETE Kalibrace systému NIS na na ETE Axiální výkonová distribuce Axiální rozložení výkonu v holém homogenním válcovém reaktoru Axiální rozložení výkonu v tlakovodních reaktorech Poloha RO Kyselina boritá H3BO Štěpné produkty Prostorové xenonové oscilace Systémy monitorování výkonu Monitorovací systém BEACON Metodika monitorování Monitorovací systém SCORPIO-VVER Metodika monitorování Strategie řízení Strategie CAOC Strategie RAOC

6 5.3 Strategie XEMODE Strategie Bang-Bang Modelování axiálních xenonových oscilací Matematický popis axiálních xenonových oscilací Vlivy působící na Změna polohy RO Změna teploty Vliv vyhoření Vliv koncentrace kyseliny borité Změna výkonu Analýza dat z ETE Model na ETE Závěr Bibliografie Příloha A Model na ETE

7 Seznam zkratek Zkratka U1C12 U2C11 AFD AMS AO AZ BEACON CAOC DNB DNBR EDU EFPD ETE IFE HRP ISPTR JE LaP NEA NIS OECD ORF PFS PP PS PWR RAOC RO RPM Popis zkratky 1. temelínský blok, 12. palivová kampaň 2. temelínský blok, 11. palivová kampaň Axiální diference toku (Axial Flux Difference) Měřící systém Aeroball (Aeroball Measurement System) Axiální ofset (Axial Offset) Aktivní zóna Best Estimate Analyzer for Core Operations Nuclear Řízení axiálního ofsetu na konstantní hodnotu (Constant Axial Offset Control) Krize varu (Departure from Nucleate Boiling) Vzdálenost do krize varu (Departure from Nuclear Boiling Ratio) Elektrárna Dukovany Jednotka vyhoření, jeden den provozu reaktoru na nominálním výkonu (Effective Full Power Days) Elektrárna Temelín Institutt for Energiteknikk OECD Halden Reactor Project Vnitřní koeficient šestinové výkonové symetrie (Incore Sextant Power Tilt Ratio) Jaderná elektrárna Limity a podmínky Nuclear Energy Agency Systém měření neutronového toku (Nuclear Instrumentation System) Organisation for Economic Co-operation and Development Odbor reaktorové fyziky Pult fyzikálního spouštění Palivový proutek Palivový soubor Tlakovodní reaktor západního typu (Presurized Water Reactor) Relaxed Axial Offset Control Regulační orgán Výkonová rezerva (Reactor Power Margin) 8

8 SCORPIO SPD SPTR SÚJB TČ ÚJV Řež USA USNRC VVER XEMODE Surveillance of reactor CORe by Picture On-line display Samonapájecí detektor (Self Powered Detector) Koeficient šestinové výkonové symetrie (Sextant Power Tilt Ratio) Státní úřad pro jadernou bezpečnost Termočlánek Ústav jaderného výzkumu Řež Spojené státy americké (United States of America) United States Nuclear Regulatory Commission Vodo-vodní energetický reaktor Xenon Mode 9

9 Seznam veličin Veličina Jednotka Popis veličiny [%] Amplituda kmitu [K -1 ] Teplotní koeficient reaktivity v i-té složce AZ [W -1 ] Výkonový koeficient reaktivity [%] Axiální diference toku (Axial Flux Difference) [%] Střední, resp. cílová hodnota [%] Amplituda po modifikaci exponenciálou v čase [%] Axiální ofset (Axial Offset) [cm -2 ] [cm] Geometrický faktor Difúzní koeficient [1] Součinitel využití tepelných neutronů [1] Faktor horkého kanálu pro zvýšení entalpie podél kanálu [1] Axiálně závislý koeficient nerovnoměrnosti pro hustotu tepelného toku [cm -3 ] [A] [A] Hustota jader 135 I Proud měřený pomocí SPD Predikovaný proud [1] Vnitřní koeficient šestinové výkonové symetrie (Incore Sextant Power Tilt Ratio) [%/ C] Izotermický teplotní koeficient reaktivity [1] Koeficient násobení [1] Koeficient násobení v nekonečném reaktoru [1] Efektivní koeficient násobení [1] Radiální kazetový koeficient nerovnoměrnosti [1] Radiální poproutkový koeficient nerovnoměrnosti [cm] [cm 2 ] [%/ C] Difúzní délka Migrační plocha Moderátorový teplotní koeficient reaktivity [%] Excore korekční faktor [-] Počet jader 135 Xe v horní polovině AZ [-] Počet jader 135 Xe v horní polovině AZ 10

10 [W] Výkon [1] Pravděpodobnost úniku rezonančnímu záchytu [W] [W] [W] [W] [W] [W] Výkon v dolní polovině AZ Maximální dovolený výkon Výkon v horní polovině AZ Nejpravděpodobnější distribuce výkonu Nominální výkon reaktoru Predikovaná výkonová distribuce [%] Relativní výkon AZ vztažený na nominální výkon reaktoru [cm -3 s -1 ] Zdrojový člen [W/cm] Střední lineární hustota výkonu palivového proutku [W/cm] [krok] = [2 cm] [krok] = [2 cm] Maximální lokální lineární hustota výkonu palivového proutku Poloha RO před zásahem Poloha RO po zásahu [%] Výkonová rezerva (Reactor Power Margin) [%] Faktor citlivosti [1] Koeficient šestinové výkonové symetrie (Sextant Power Tilt Ratio) [1] Koeficient šestinové výkonové symetrie příslušný i-té šestině AZ [s] [K] Čas Teplota i-té složky AZ [W] Střední hodnota výkonu všech šestin AZ [W] [cm -3 ] Výkon příslušný i-té šestině AZ Hustota jader 135 Xe [%] Axiální xenonový ofset [%] Referenční hodnota axiálního xenonového ofsetu [s -1 ] Koeficient stability [cm -2 ] Axiální složka geometrického faktoru [%] Výtěžek ze štěpení pro 135 I [%] Výtěžek ze štěpení pro 135 Xe [%] Změna amplitudy 11

11 [%] Odchylka okamžitého axiálního xenonového ofsetu od jeho referenční hodnoty [%] Odchylka od cílové hodnoty [1] Koeficient násobení rychlými neutrony [1] Regenerační faktor [s -1 ] Rozpadová konstanta pro 135 I [s -1 ] Rozpadová konstanta pro 135 Xe [%] Reaktivita [%] Reaktivita vnesená do systému [%] Reaktivita vnesená do systému vlivem teplotních změn v AZ [cm -1 ] [cm -1 ] [cm 2 ] [cm 2 ] [cm 2 ] [cm 2 ] [cm -2 s -1 ] [rad] Makroskopický účinný průřez pro absorpci Makroskopický účinný průřez pro štěpení Mikroskopický účinný průřez pro absorpci Mikroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů na 135 I Mikroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů na 135 Xe Stáří tepelných neutronů Hustota toku neutronů Počáteční fáze [s -1 ] Frekvence oscilací 12

12 Seznam tabulek Tab. 1: Hodnoty využité při modelování v předchozích situacích

13 Seznam obrázků a grafů Obr. 1: Kartogram aktivní zóny na ETE s rozmístěním regulačních orgánů [3] Obr. 2: Rozmístění detektorů vněreaktorového měření v okolí AZ [3] Obr. 3: Řetězce samonapájecích detektorů (SPD) užívaných na ETE [13] Obr. 4: Rozmístění detektorů vnitroreaktorového měření v AZ [3] Obr. 5: Měřící systém Aeroball [37] Obr. 6: Měřící pult systému Aeroball [16] Obr. 7: Hustota toku neutronů ve výšce v závislosti na poloze regulačních orgánů [21] Obr. 8: Typická ukázka strategie CAOC [29] Obr. 9: Typická ukázka strategie RAOC [29] Obr. 10: Fázový diagram trajektorie xenonových oscilací a vliv a) zasouvání RO a b) vysouvání RO na tuto trajektorii [33] Obr. 11: XEMODE diagram [33] Obr. 12: Vliv polohy RO na a) v reaktoru se zkrácenými RO a b) v reaktoru VVER [31] Obr. 13: Příklad utlumení axiálních oscilací vytažením RO při klesající hodnotě. 51 Obr. 14: Příklad zvětšení axiálních oscilací vytažením RO při rostoucí hodnotě.. 51 Obr. 15: Závislost izotermického teplotního koeficientu reaktivity a moderátorového teplotního koeficientu reaktivity na střední teplotě moderátoru na ETE pro různé koncentrace kyseliny borité při 10. kampani na 1. bloku [3] Obr. 16: Cílová hodnota a poloha 10. skupiny regulačních orgánů (RO) v průběhu kampaně v závislosti na vyhoření paliva [2] Obr. 17: Závislost velikosti změny amplitudy na původní amplitudě kmitu Obr. 18: Závislost velikosti změny fáze na původní amplitudě kmitu Obr. 19: Závislost velikosti změny cílové hodnoty na původní hodnotě Obr. 20: Reálný kmit (U2C11) zásah při malé amplitudě Obr. 21: Model zásah při malé amplitudě Obr. 22: Reálný kmit (U2C11) nedostatečný zásah při velké amplitudě Obr. 23: Model nedostatečný zásah při velké amplitudě Obr. 24: Reálný kmit (U2C11) nutný zásah posunem RO o 2 kroky ke ztlumení oscilací Obr. 25: Model nutný zásah posunem RO o 2 kroky ke ztlumení oscilací Obr. 26: Reálný kmit (U2C11) pokračování v tlumení z předchozího kroku Obr. 27: Model pokračování v tlumení z předchozího kroku Obr. 28: Reálný kmit (U1C12) tlumení kmitu s malou amplitudou Obr. 29: Model tlumení kmitu s malou amplitudou Obr. 30: Reálný kmit (U1C12) tlumení oscilací posunem RO o 2 kroky

14 Obr. 31: Model tlumení oscilací posunem RO o 2 kroky Obr. 32: Reálný kmit (U1C12) tlumení oscilací s velkou amplitudou Obr. 33: Model tlumení oscilací s velkou amplitudou

15 Úvod Výzkumný úkol je zaměřen na axiální rozložení výkonu ve velkých tlakovodních reaktorech, které je jedním ze základních pilířů jejich bezpečného provozu. Tato problematika se vzhledem k rostoucím požadavkům na manévrovatelnost celkového výkonu reaktorů stává velmi aktuální, a je tedy třeba jí věnovat náležitou pozornost. Cílem rešeršní části této práce je popis metod a přístrojů užívaných při monitorování a řízení axiálního rozložení výkonu v aktivní zóně (AZ) tlakovodních reaktorů, a to zejména v reaktorech typu VVER-1000 na české jaderné elektrárně Temelín. Hlavním problémem je nerovnoměrné rozložení jader xenonu po výšce AZ, a s tím spojené axiální xenonové oscilace. K účelu regulace těchto oscilací byla vyvinuta řada strategií, jež zpravidla užívají jako operativního prostředku regulační orgány, jejichž pohyb bývá pro zachování celkového výkonu reaktoru kompenzován změnou koncentrace kyseliny borité. Hlavní částí výzkumného úkolu je návrh interaktivního matematického modelu axiálních xenonových oscilací a jejich odezva na změnu polohy regulačních orgánů. Důležitým výsledkem modelu by měla být vizualizace této odezvy, jež může sloužit jako základ pro lepší pochopení při studiu regulace axiálního ofsetu. Model by se rovněž měl stát opěrným bodem pro následné preciznější modelování axiálních xenonových oscilací v rámci diplomové práce. 16

16 1 Regulace výkonu a veličiny užívané k jeho monitorování U energetických jaderných reaktorů je důležité nejen monitorování celkového výkonu reaktoru, ale i sledování rozložení výkonu v axiálním a radiálním směru. Tato práce je zaměřena především na způsoby monitorování rozložení výkonu ve směru axiálním, a to zejména v reaktoru typu VVER-1000 na české jaderné elektrárně Temelín (ETE). K podrobnému popisu rozložení výkonu se na ETE používají koeficienty nevyrovnání výkonu, které jsou určeny pomocí detektorů umístěných uvnitř a vně aktivní zóny (AZ) reaktoru. Zavedení těchto koeficientů a popisu způsobů regulace výkonu se věnuje následující kapitola. 1.1 Rozložení výkonu a jeho regulace Sledování rozložení výkonu v AZ bývá zpravidla složitým úkolem, jelikož se u velkých energetických reaktorů velmi odlišuje od teoreticky stanovených hodnot pro homogenní reaktory. Rozložení výkonu lze ovlivnit vhodnou konfigurací různě vyhořelých palivových souborů (PS) v AZ reaktoru. Výkon se však mění nejen v radiálním a axiálním směru v průřezu AZ. Změny v rozložení výkonu se projevují i v jednotlivých palivových souborech, které jsou tvořeny různě obohacenými palivovými proutky (PP), a dokonce i samotné proutky mívají různé vnitřní profilování (např. přítomnost blanketu na koncích PP). [1] V průběhu palivové kampaně, tj. během pobytu paliva v AZ mezi odstávkami reaktoru, navíc dochází ke změně mnoha faktorů, na kterých rozložení výkonu závisí. Změnu způsobí postupné nerovnoměrné vyhořívání paliva, změny polohy regulačních orgánů (RO), změny koncentrace kyseliny borité H3BO3, ale také rozdílné rozložení jader xenonu, jež může způsobovat mimo jiné tzv. xenonové oscilace. Sledování rozložení výkonu v AZ je tedy velmi komplexní záležitostí a je třeba mu při řízení reaktoru přikládat velký význam. [1] K řízení rozložení výkonu se využívají regulační orgány. U tlakovodních reaktorů se často využívá tzv. klastrové regulace, proto jsou také regulační orgány někdy nazývány regulačními klastry. Na ETE lze nalézt celkem 10 skupin RO. Ty se dále dělí na orgány odstavné a orgány řídící. [2] Odstavné orgány jsou většinou po celou dobu výkonového provozu jaderného reaktoru vytaženy v horní koncové poloze a k jejich zasunutí dochází pouze, pokud je nutné okamžité nebo postupné odstavení reaktoru. Mezi tyto orgány patří na ETE skupina RO. [2] Zbytek, tedy skupiny 7 10, tvoří orgány řídící, přičemž regulaci celkového výkonu a jeho rozložení obstarává především 10. skupina. Ostatní skupiny většinou bývají 17

17 vytaženy v horní koncové poloze a používají se standardně v 50% překrytí, tj. 9. skupina se dá při zasouvání do pohybu, až když je 10. skupina zasunuta v 50 % své délky, atd. [2] Na Obr. 1 je zobrazen příklad uspořádání AZ použité na ETE. Palivové soubory jsou zde rozděleny do 5 regionů, kde region s vyšším číslem zpravidla odpovídá souboru s nižším vyhořením. V některých případech je nutné použít soubor s jiným vyhořením, než mají ostatní šestinově symetrické soubory. V tomto případě je s těmito nesymetriemi počítáno již v návrhu zóny (viz. region 14S a 16S na Obr. 1). Jedná se však o další faktor, který komplikuje stanovení rozložení výkonu. Na obrázku jsou také naznačeny pozice 10 skupin regulačních klastrů. [3] Obr. 1: Kartogram aktivní zóny na ETE s rozmístěním regulačních orgánů [3] 1.2 Koeficienty nevyrovnání výkonu Rozložení výkonu v AZ je důležitou limitní charakteristikou. Na ETE, kde je reaktor typu VVER-1000, se sleduje primárně pomocí 4 koeficientů nerovnoměrnosti:,, a, resp.. Na EDU, kde se nachází reaktor typu VVER-440, je AZ přibližně o 1 m kratší než u prvně jmenovaného a případné oscilace výkonu mezi horní a dolní polovinou AZ jsou vždy konvergentní. Z toho důvodu, a také z důvodů odlišnosti amerického a ruského monitorovacího systému, se používají i jiné koeficienty nerovnoměrnosti. Nejčastěji jsou to radiální kazetový koeficient nerovnoměrnosti a radiální poproutkový koeficient nerovnoměrnosti. [1] 18

18 1.2.1 Koeficient nevyrovnání hustoty tepelného toku Veličina se nazývá koeficient nevyrovnání hustoty tepelného toku. Je definován jako poměr maximální lokální lineární hustoty výkonu palivového proutku k střední lineární hustotě výkonu proutku [3] (1.1) tedy udává místo s největší hustotou výkonu v AZ vzhledem ke střední hustotě výkonu. Je vhodný zejména z hlediska ochrany před tavením paliva v centru proutku, kterého lze dosáhnout vlivem velkého lokálního výkonu. Tento koeficient se mění se zavážkou AZ, změnou polohy klastrů, s vyhořením paliva a se změnami v axiálním rozložení výkonu. [4] Faktor horkého kanálu pro zvýšení entalpie podél kanálu Vedle se sleduje další veličina, kterou je faktor horkého kanálu pro zvýšení entalpie podél kanálu. Ta je definována jako podíl maximálního integrálního výkonu palivového proutku ku střednímu integrálnímu výkonu palivového proutku v AZ. Význam tohoto faktoru spočívá především v zamezení vzniku krize varu (DNB Departure from Nucleate Boiling) a s ní spojeným narušením povlaku palivových proutků. Samotné je pro tento úkol nedostačující, jelikož krize varu může nastat i v proutku, jehož výkon sice není maximální, ale nachází se v oblasti se sníženým průtokem chladiva. Proto je nutné sledovat limitní hodnoty pro oba tyto koeficienty. [3] se mění se zavážkou aktivní zóny, změnou polohy klastrů a s vyhořením. Obvykle se zvyšuje se zasunutím řídících skupin klastrů a snižuje s vyhořením. [4] V souvislosti s krizí varu se zavádí tzv. rezerva do krize varu (Departure from Nuclear Boiling Ratio). Tato hodnota musí být neustále větší než 1, neboť krize varu nastává právě tehdy, když. Vyšší limitní hodnota není stanovena, protože operátor při řízení reaktoru tuto veličinu nevyužívá. [1] Výkonová rezerva Výkonová rezerva ( Reactor Power Margin) je společnou veličinou pro a. Udává, o kolik můžeme zvýšit výkon reaktoru, aniž by bylo dosaženo jedné z kritických hodnot, resp., a to té blíže limitní hodnotě. Z definice vyplývá, že při bezpečném výkonovém provozu reaktoru je třeba udržovat. Pokud by se dostalo do záporných hodnot, musí operátor reagovat snížením výkonu reaktoru. [4] 19

19 1.2.4 Axiální diference toku Axiální diferenci toku lze definovat jako normovaný rozdíl výkonu v horní a v dolní polovině aktivní zóny reaktoru (1.2) kde je nominální výkon reaktoru. [2] Často se zavádí i tzv. axiální ofset, který je podobně jako definovaný poměrem rozdílu výkonu v horní a v dolní polovině AZ k součtu těchto výkonů [2] (1.3) Omezením axiální asymetrie AZ je zajištěno, že koeficienty nevyrovnání a odpovídají bezpečnostním analýzám. Rovněž je tak docíleno dostatečně rovnoměrného vyhořívání paliva a rovnoměrného rozložení jader xenonu, což je zásadní pro správné řízení axiálního rozložení výkonu. [4] Pro účely sledování a popisu axiálního rozložení výkonu je vhodné definovat tzv. cílovou hodnotu. Jedná se o číslo, které by mělo obvykle odpovídat přirozeně nastavenému pro referenční výkon a pozici regulačních orgánů za předpokladu ustáleného provozu. [5] Při bezpečném provozu reaktoru je třeba udržovat v okolí cílové hodnoty. Velikost tohoto okolí je dáno zvolenou strategií řízení axiálního rozložení výkonu. Zmíněné strategie a jejich výhody i nevýhody budou podrobně rozebrány v kapitole Koeficient šestinové výkonové symetrie Palivové soubory ruského reaktoru typu VVER jsou hexagonálního průřezu a jsou v AZ uspořádány s šestinovou symetrií. Symetrie však není nikdy dokonalá. Rozdíly jsou dány např. výrobní tolerancí při výrobě obohaceného paliva, rozdílným vyhořením, atd. Navíc zavážka AZ může být navrhnuta asymetricky již v projektové fázi. Při asymetrii AZ se odchylky mohou projevit především v přechodových procesech, jako je změna výkonu reaktoru. [1] Ke sledování asymetrického rozložení výkonu v jednotlivých částech AZ se zavádí koeficient šestinové výkonové symetrie (Sextant Power Tilt Ratio), resp. vnitřní koeficient šestinové výkonové symetrie (Incore Sextant Power Tilt Ratio), který je sledován vnějšími, resp. vnitřními detektory neutronů. Z definice je pak uváděn jako poměr výkonu příslušnému i-té šestině AZ ke střední hodnotě výkonu všech šestin AZ [3] (1.4) 20

20 Limitní podmínky na zabraňují vytvoření takového rozložení výkonu v AZ, které by porušovalo předpoklady vstupující do bezpečnostních analýz. je navíc přímo svázáno s koeficienty nevyrovnání a. Limit pak zajišťuje, že i v případě vzniku globální změny v radiálním rozložení výkonu zůstanou tyto koeficienty nevyrovnání pod svými limitními hodnotami. Ze Základního provozního předpisu ETE 1TL002 [4] vyplývá, že udržení limitní hodnoty asymetrie poskytuje dostatečnou ochranu před dosažením krize varu DNB a překročením projektové lineární výkonové hustoty. 21

21 2 Monitorování rozložení výkonu Detektory užívané k měření rozložení hustoty toku neutronů na velkých energetických reaktorech se dají rozdělit do dvou skupin: vněreaktorové (excore) a vnitroreaktorové (incore) detektory. 2.1 Detektory vněreaktorového měření Na ETE se pro vněreaktorové měření využívají 4 typy detektorů, které jsou rovnoměrně rozmístěny v okolí AZ (Obr. 2). Jedná se o ionizační komory umístěné v suchých kanálech. [6] Obr. 2: Rozmístění detektorů vněreaktorového měření v okolí AZ [3] Detektory pásma zdroje tvoří proporcionální ionizační komory plněné BF3, které pracují v impulsním režimu. Díky tomu jsou schopné sledovat velmi nízké hustoty neutronového toku v rozsahu % nominálního výkonu. Používají se především při překládce paliva, spouštění reaktoru a v režimu odstávky. [7] Jako detektory širokého pásma jsou využívány štěpné komory s obohaceným uranem. Jsou schopny pokrýt nejširší rozsah ze všech neutronových detektorů, a to od 10-8 až do 200 % nominálního výkonu reaktoru. Proto je lze užít i jako způsob pro pohavarijní monitorování. [7] Detektory výkonového pásma tvoří tandemově spojené ionizační komory (jedna komora pro horní a jedna komora pro dolní polovinu AZ) plněné směsí dusíku a helia. Díky svému rozsahu (1 120 % nominálního výkonu) jsou využívány k přesnému 22

22 měření výkonu během výkonového provozu reaktoru. Na Obr. 2 je vidět, že se umisťují zhruba proti středu každé šestiny AZ. Díky tomu představují ideální prostředek při stanovení koeficientu šestinové výkonové symetrie. K tomu je třeba provádět kalibraci detektorů tak, aby v jeden moment všechny ukazovaly stejnou hodnotu. Pokud se pak hodnota v některé ze symetrických částí odchýlí, znamená to, že se v této oblasti změnil výkon vzhledem k průměrnému výkonu všech 6 částí. Díky tandemovému uspořádání však naleznou uplatnění i v určování axiálního ofsetu v AZ reaktoru. [1] Detektory pultu fyzikálního spouštění (PFS) slouží jako nezávislý zdroj dat pro PFS. [6] Jejich hlavním účelem je zajišťovat vstupy pro stanovení reaktivity, která slouží ke změření požadovaných parametrů a koeficientů reaktivity v období tesů fyzikálního spouštění. Cílem testů fyzikálního spouštění je bezpečné uvedení reaktoru do kritického stavu, provedení zkoušek a experimentů, které zajišťují získání experimentálních údajů o neutronově fyzikálních charakteristikách AZ reaktoru, zkoušek potvrzujících provozuschopnost a správnost funkce systémů řízení a ochran, zkoušek prověřování termohydraulických charakteristik reaktorového zařízení, prověrky věrohodnosti informačních systémů a kalibrace měření neutronového výkonu reaktoru. Z toho důvodu jsou detektory PFS využívány především pro nízký výkon při spouštění reaktoru. Jsou však funkční i po celou dobu provozu na vysokém výkonu. [8] Výhodou vněreaktorových detektorů je jejich rychlá odezva. Na druhou stranu ale nedokážou monitorovat rozložení výkonu uvnitř AZ. Pro tyto účely je třeba využívat druhou skupinu tzv. vnitroreaktorových detektorů. 2.2 Detektory vnitroreaktorového měření Samonapájecí detektory neutronů (SPD) Pro vnitroreaktorové měření hustoty neutronového toku se na ETE využívají samonapájecí detektory (SPD). Jedná se o aktivační detektory, jež se spojují do řetězců, aby obsáhly celou délku AZ. Vlastní SPD je tvořen dvěma koaxiálními elektrodami dlouhými asi 25 cm, mezi nimiž je izolace. Při umístění do radiačního pole vnitřní elektroda emituje elektrony, z nichž některé mají dostatečnou energii k průchodu izolátorem. Emitor se nabíjí kladně a měřený proud je úměrný radiačním parametrům pole. [9] Jako emitor se v samonapájecích detektorech využívá Co, Rh a V. Kobaltové detektory mají velmi rychlou odezvu v řádu s, zatímco odezva ostatních detektorů je v řádu až několika minut. Dále je třeba kompenzovat šumy pozadí např. pomocí pozaďového drátku umístěného v pouzdře společně s řetězcem SPD. Detektory se nazývají samonapájecí, protože pro sběr elektronů z emitoru není třeba využívat vysokého napětí. [10] 23

23 Na ETE jsou jako SPD využívány detektory s rhodiovým emitorem. [11] Při měření dochází k radiačnímu záchytu na jádru 103 Rh a vzniká nestabilní radioizotop 104 Rh s poločasem rozpadu 4,3 minuty, který se rozpadá beta rozpadem na stabilní 104 Pd. Unikající elektron způsobí úbytek náboje na emitoru a vzniká proud, který je následně měřen a zpracován. Odezva takového detektoru je tedy kolem 5 minut a hodí se především ke sledování dlouhodobých trendů v chování AZ. Citlivost rhodiových SPD se mění v závislosti na jejich vyhoření. Z toho důvodu je třeba v závislosti na vyhoření provádět zohlednění změn při zpracování jejich výstupů pomocí kalibračního souboru BEACONU. [12] V jednom řetězci je umístěno 7 SPD společně s pozaďovým drátkem. Příklad výstupu z několika takových řetězců je na Obr. 3. Hodnoty z detektorů jsou dále zpracovány pomocí monitorovacího systému BEACON. Jedná se o metodologii převzatou od americké firmy Westinghouse. [1] Obr. 3: Řetězce samonapájecích detektorů (SPD) užívaných na ETE [13] Na EDU se pro stejné účely využívá systém SCORPIO vytvořený norskou firmou Institutt for Energiteknikk OECD Halden Reactor Project (IFE HRP) v Haldenu ve spolupráci s českými firmami. [14] Detailnější popis těchto systémů bude poskytnut v kapitole 4. V AZ reaktoru na ETE je umístěno celkem 64 řetězců SPD (Obr. 4). Na EDU je to pouze 36 řetězců SPD. [11] Systém BEACON nebo SCORPIO pak dopočítává hodnotu výkonu v ostatních kazetách. Jejich rozmístění je pečlivě voleno tak, aby bylo možné monitorovat výkon v celé AZ i při výpadku některých detektorů. To se při provozu reaktoru může stát, je ovšem třeba dbát na to, aby počet neprovozuschopných SPD 24

24 nepřevýšil 50 % jejich celkového počtu. Jak se výpadek jednoho detektoru projeví na obrazovce v blokové dozorně, je možné zhlédnout na Obr. 3 na pozici pro detektor SPD 2. [1] Mezi hlavní přednosti rhodiových SPD patří jednoduchost a spolehlivost detektorů a jejich schopnost pracovat při vysokých teplotách a při vysoké hustotě neutronového toku. Nevýhodou je zpožděná odezva detektorů, která znemožňuje sledovat rychlé přechodové procesy v reaktoru. K tomuto účelu je nutné použít detektory vněreaktorového měření. Vněreaktorové detektory však nejsou schopny postihnout celou AZ, jako detektory vnitroreaktorové, a proto je třeba pravidelně provádět jejich kalibraci. [6] Termočlánky (TČ) Rozložení výkonu v reaktoru je možné sledovat nejen pomocí SPD, ale i pomocí termočlánků (TČ) umístěných na výstupu z palivových souborů. Ty jsou stejně jako detektory rozloženy po celém průřezu AZ (Obr. 4). Jejich funkce spočívá v monitorování výstupní teploty chladiva v jednotlivých souborech, odkud je pak možné dopočítat hledaný výkon. [1] Obr. 4: Rozmístění detektorů vnitroreaktorového měření v AZ [3] Na ETE se používá bezobálkové palivo [15], a proto může docházet k promíchávání chladiva i mezi jednotlivými soubory. Po zohlednění vlivu průtoku lze získat pouze přibližné radiální rozložení výkonu. Velký význam však mají TČ na EDU, kde se 25

25 používá palivo s obálkou. [15] Chladivo se v tomto případě v AZ nepromíchává a radiální rozložení výkonu z TČ lze považovat za velmi přesné. [1] Systém Aeroball Ve světě se využívají kromě SPD i další metody vnitroreaktorového monitorování výkonu. Je to např. měřicí systém Aeroball (AMS Aeroball Measurement System) od francouzské Arevy (viz Obr. 5). Jedná se o ocelové kuličky o průměru 1,7 mm, které obsahují vanad. Jsou navrhovány pro použití po celou životnost jaderné elektrárny bez nutnosti jejich výměny. Kuličky jsou umístěny ve 40 sloupcích rovnoměrně rozmístěných po celé AZ o délce odpovídající výšce AZ, kam jsou dopraveny pneumaticky s pomocí čistého dusíku. Při ozáření dochází k radiačnímu záchytu na jádrech 51 V a vzniká izotop 52 V s poločasem rozpadu 3,7 minuty. Po ozáření jsou kuličky pomocí stlačeného plynu přesunuty na měřící stůl (viz. Obr. 6), kde je detekováno uvolněné γ záření. [16] Obr. 5: Měřící systém Aeroball [37] Hodnoty z detektorů lze získat přibližně za 12 minut od spuštění kuliček do reaktoru a doba mezi 2 měřeními je minimálně 10 minut. Po stanovení korekčních faktorů, kterým je například korekce na dobu transportu kuliček z reaktoru na měřící stůl, poskytuje AMS díky rozměrům kuliček velmi přesné hodnoty rozložení výkonu v AZ. [16] AMS je však možné využít i pro kalibraci SPD. [17] Obr. 6: Měřící pult systému Aeroball [16] 26

26 2.3 Kalibrace vněreaktorových detektorů Axiální i radiální rozložení výkonu v AZ se mění v závislosti na vyhoření paliva. V důsledku vyhořívání zpravidla dochází k růstu relativního výkonu na okrajích AZ a ke zmenšování koeficientů nerovnoměrnosti a. Díky tomu však rostou neutronové toky v místě ionizačních komor. Mezi AZ a vněreaktorovými detektory je řada vrstev (voda, ocelová nádoba, betonové stínění), které zachytávají tepelné neutrony a termalizují neutrony rychlé. Ionizační komory tedy sice detekují tepelné neutrony, ale ve skutečnosti se jedná o termalizované rychlé neutrony unikající z AZ. Navíc jsou schopny detekovat pouze neutrony z posledních dvou řad palivových souborů. Ostatní soubory mají zanedbatelný vliv. [18] Díky těmto faktorům je třeba opakovaně provádět kalibrace vněreaktorových detektorů. Provádí se 2 typy kalibrací na výkon reaktoru a na. Na výkon se kalibrují detektory výkonového pásma a širokého pásma a na se kalibrují jen tandemové detektory výkonového pásma Kalibrace systému NIS na výkon na ETE Účelem této kalibrace je, aby neutronový výkon detekovaný systémem měření neutronového toku (NIS Nuclear Instrumentation System) co nejlépe odpovídal tepelnému výkonu AZ, který je určen z teplotechnických veličin měřených v primárním i sekundárním okruhu (teploty, entalpie, průtoky, tlaky, ). Hodnota tepelného výkonu stanovená váženým průměrem z několika metod je v tomto případě přesnější. [18] Kalibrace na výkon se provádí pro komory výkonového pásma a pro komory širokého pásma. Kalibrace se provádí během testů energetického spouštění, a to na výkonových hladinách 30, 80 a 100 %. Dále je nutné ověřovat správnou kalibraci každých 24 hodin nebo v případě, že hrozí překročení limitních podmínek. Rozdíl mezi tepelným a neutronovým výkonem nemůže překračovat 2 % pro komory výkonového pásma a 5 % pro komory širokého. Na základě požadavku provozního personálu blokové dozorny je možné provést před dosažením limitních hodnot rozdílů i tzv. jemnou kalibraci, a to v případě, že rozdíl mezi výkony je větší než 0,5 %. V tomto případě sice zatím nehrozí bezprostřední překročení limitních podmínek, ale okolnosti naznačují, že by k této situaci mohlo v budoucnosti dojít. [4] Samotná kalibrace se provádí tak, že se určí kalibrační interval, ve kterém se stanoví průměrný tepelný výkon reaktoru. Poté se vypočítají kalibrační koeficienty NIS tak, aby neutronové výkony z ionizačních komor odpovídaly určenému tepelnému výkonu v čase kalibrace při zvolené kalibraci. Existují 3 typy kalibrace: [18] 27

27 1. Kalibrace neutronového výkonu na aktuální tepelný výkon Jedná se o standardní kalibraci prováděnou při změnách výkonu nebo při spouštění reaktoru. V tomto případě je jednorázově stanovena hodnota výstupu detektorů tak, aby odpovídala přesně určenému tepelnému výkonu. 2. Dočasná podkalibrace neutronového výkonu pod aktuální tepelný výkon Na základě analýzy očekávaného vývoje AZ se hodnoty z detektorů kalibrují tak, že rozdíl mezi tepelným a neutronovým výkonem je 0,2 0,3 %. Tento rozdíl se v čase zmenšuje, až klesne na nulu a začne opět růst. Podkalibrace se používá především při dlouhodobém provozu na ustáleném výkonu reaktoru, protože v důsledku přerozdělování výkonu v AZ dochází k dlouhodobé monotónní zpravidla rostoucí změně neutronového toku na okraji AZ. Díky vhodně zvolené podkalibraci je možné prodloužit dobu mezi kalibracemi na výkon. 3. Trvalá podkalibrace neutronového výkonu pod aktuální tepelný výkon Při trvalé podkalibraci je neutronový výkon stále udržován pod tepelným výkonem. Tento typ kalibrace se však v praxi neprovádí, neboť by při neočekávané změně neutronového výkonu opačným směrem mohlo dojít k překročení limitních podmínek Kalibrace systému NIS na na ETE K určování v reaktorech se využívají vněreaktorové detektory výkonového pásma, jež jsou tvořeny tandemově spojenými ionizačními komorami. Z důvodů popsaných dříve však vnější detektory nejsou schopny měřit rozložení výkonu celé AZ tak přesně jako vnitroreaktorové detektory. Proto je nutné provádět kalibraci vněreaktorových detektorů podle detektorů vnitroreaktorových. Cílem kalibrace je určení kalibračních koeficientů detektorů NIS tak, aby výsledná hodnota těchto detektorů byla shodná s hodnotou získanou ze samonapájecích detektorů. Kalibrace je nutná pro správné sledování a řízení stability AZ vzhledem k axiálním xenonovým oscilacím. [5] Porovnání hodnot mezi vnitroreaktorovými a vněreaktorovými detektory se provádí s frekvencí 31 EFPD a kalibrace s frekvencí 92 EFPD, kde EFPD (Effective Full Power Days) je jednotka vyhoření ekvivalentní jednomu dni provozu reaktoru na nominálním výkonu. Dále je třeba stanovit novou cílovou hodnotu pro strategii monitorování rozložení výkonu, což se provádí s frekvencí 31 EFPD. [4] Existují 3 typy kalibrací vněreaktorových detektorů podle údajů z vnitroreaktorových detektorů úplná kalibrace, SinglePoint kalibrace a jednobodové ladění. [18] 28

28 1. Úplná (vícebodová) kalibrace NIS na Při úplné kalibraci se AZ uměle rozkmitá pomocí regulačních tyčí a hodnoty mezi vnitroreaktorovými a vněreaktorovými detektory se srovnávají přes část periody jednoho axiálního kmitu, která obsahuje maximální i minimální hodnoty. Tato metoda je spolehlivá a v praxi velmi dobře ověřená. Vyskytuje se však i celá řada problémů. [5] Předně je tato metoda velmi dlouhá a kalibrace může trvat 1 až 2 dny. To je způsobeno nejen tím, že perioda jednoho axiálního kmitu je hodin, ale i nutným následným ověřováním správnosti vazebných koeficientů a jejich zaváděním do systému. V první fázi kalibrace při vyvolání axiálního kmitu to vyžaduje přítomnost reaktorového fyzika na blokové dozorně i zvýšenou pozornost operátorů. V této době se také pohybuje blízko limitních hodnot stanovených monitorovací strategií CAOC. [19] Dalším problémem může být, že během kalibrace není možné regulovat výkon reaktoru pomocí regulačních tyčí. Takový zásah by měl za následek nejen znehodnocení kalibrace, ale mohlo by dojít i k vyvinutí tzv. divergentních oscilací, kdy by přesáhlo limitně stanovenou hodnotu. Výkon je třeba měnit změnou koncentrace kyseliny borité H3BO3, což může být především ke konci kampaně velmi složité a vyžadující změnu velkých objemů chladiva. [19] V neposlední řadě je třeba po uplynutí doby nutné pro kalibraci správným sledem zásahů uvést AZ do původního stavu, tedy vyvolanou oscilaci utlumit. [19] 2. SinglePoint kalibrace NIS na Problémy uvedené v předchozím bodě vedly k potřebě vytvoření nového způsobu kalibrace. Tímto byla metoda SinglePoint kalibrace od firmy Westinghouse. Na rozdíl od úplné kalibrace není třeba provádět umělé rozkmitání zóny a potřebný rozsah hodnot se provádí pouze výpočtově v systému BEACON. Kalibrační konstanty jsou v tomto případě určeny s využitím vazebných koeficientů mezi vnitroreaktorovými a vněreaktorovými detektory, které se během kampaně ani mezi jednotlivými kampaněmi zpravidla nemění. [5] Součástí SinglePoint kalibrace je také ověření korektnosti a použitelnosti výsledků pomocí kontrolních faktorů a. značí faktor citlivosti a hodnotí odchylku měřeného a predikovaného. se nazývá excore korekční faktor a hodnotí změnu signálu vněreaktorových detektorů během kampaně. Pokud hodnoty nebo překračují bezpečnostní kritéria, nelze koeficienty ze SinglePoint kalibrace použít a je třeba provést úplnou kalibraci. [5] 29

29 3. Jednobodové ladění NIS na Na rozdíl od SinglePoint kalibrace při jednobodovém ladění dochází jen ke srovnání údajů z vnitroreaktorových a vněreaktorových detektorů v jednom bodě, tj. při jedné hodnotě. Tento způsob kalibrace se obecně považuje za doplňkový, méně přesný a jen krátkodobý, proto se používá např. na vybraných výkonových hladinách při prvním zvyšování výkonu po výměně paliva v tzv. energetickém spouštění. 30

30 3 Axiální výkonová distribuce Tato kapitola je zaměřena na axiální distribuci výkonu v tlakovodních reaktorech. Nejprve je stručně připomenuto nejjednodušší rozložení výkonu v holém homogenním válcovém reaktoru, poté jsou popsány odlišnosti od skutečných energetických reaktorů. Dále je pozornost kladena zejména na vliv přechodových procesů na axiální rozložení výkonu, jako je např. vznik axiálních xenonových oscilací. 3.1 Axiální rozložení výkonu v holém homogenním válcovém reaktoru Tepelný výkon reaktoru je přímo úměrný hustotě toku neutronů. Závislost mezi těmito veličinami však není konstantní. Koeficient úměrnosti je prostorově i časově závislý, neboť v AZ nalezneme palivové soubory různého obohacení i vyhoření. Předpokládáme-li, že je AZ reaktoru tvořena tzv. uniformní mříží, neboli konstanta úměrnosti mezi výkonem reaktoru a hustotou neutronového toku je časově i prostorově nezávislá, můžeme hledání výkonové distribuce zjednodušit na zkoumání rozložení hustoty neutronového toku. [20] Pro holý homogenní reaktor platí jednogrupová difúzní rovnice ve tvaru ( ) (3.1) kde je rychlost neutronů, je hustota toku neutronů, je difúzní koeficient, je makroskopický účinný průřez pro absorpci a je zdrojový člen. Počet vznikajících neutronů můžeme vyjádřit pomocí koeficientu násobení v nekonečném reaktoru jako (3.2) V případě, že zdroj štěpných neutronů není v rovnováze se ztrátou neutronů v důsledku absorpce a úniku, pak je levá strana rovnice (3.2) nenulová. Využijeme koeficient násobení, kterým vyvážíme vydatnost zdroje štěpných neutronů, a uvážíme dále prostorově nezávislý difúzní koeficient, můžeme převést difúzní rovnici na stacionární tvar ( ) (3.3) Po zavedení geometrického faktoru ( ) (3.4) získáváme konečný tvar jednogrupové difúzní rovnice 31

31 (3.5) Řešením této rovnice pomocí separace proměnných v radiálním a axiálním směru při uplatnění podmínky symetrie a nulovosti hustoty neutronového toku na extrapolovaném rozhraní získáváme kýžené axiální rozložení hustoty neutronového toku ve tvaru ( ) (3.6) kde je maximální hodnota hustoty toku neutronů ve středu reaktoru a je axiální složka geometrického faktoru. 3.2 Axiální rozložení výkonu v tlakovodních reaktorech Jak již bylo naznačeno v kapitole 1, výkon ve skutečných tlakovodních reaktorech se velmi odlišuje od teoreticky stanovených hodnot pro holé homogenní reaktory. Rozložení výkonu navíc není po celou dobu kampaně konstantní. V reaktoru působí celá řada přechodových procesů, které mají zásadní vliv na faktory, na nichž rozložení výkonu závisí. Rozeberme hlavní procesy, k nimž v reaktoru po dobu jeho provozu dochází Poloha RO Regulační orgány představují zásobu záporné reaktivity. Jejich vysouváním je možné výkon efektivně zvyšovat, zatímco jejich zasouváním naopak snižovat. Vzhledem k tomu, že u tlakovodních reaktorů jsou RO zasouvány do AZ shora, mají tyto zásahy značný vliv na axiální distribuci výkonu. V důsledku trvalého částečného zasunutí RO je převážná část výkonu, především na začátku kampaně, soustředěna v dolní polovině AZ (viz. Obr. 7), což způsobuje nerovnoměrné vyhořívání paliva. Obr. 7: Hustota toku neutronů ve výšce v závislosti na poloze regulačních orgánů [21] Z uvedeného vyplývá, že RO nepředstavují ideální způsob dlouhodobé regulace výkonu v AZ. Dají se však s výhodou využít při nutnosti rychlých změn výkonu nebo 32

32 k regulaci xenonových oscilací, jejichž vliv na axiální rozložení výkonu bude popsán v dalším textu Kyselina boritá H3BO3 Dalším způsobem regulace výkonu je rozpuštění kyseliny borité v chladivu primárního okruhu. Jádra 10 B představují silný absorbátor a jejich prostřednictvím lze regulovat množství tepelných neutronů v AZ. Množství H3BO3 v chladivu však není snadné operativně řídit a především ke konci kampaně může snižování koncentrace kyseliny borité představovat časově velmi náročný proces. Oproti RO je tedy vhodné kyselinu boritou užívat k dlouhodobé regulaci výkonu. Díky tomu, že je rozpuštěná v chladivu, je H3BO3 rovnoměrně rozptýlená po celé AZ. V důsledku proto nemá na axiální rozložení výkonu velký vliv, pouze snižuje jeho maximální hodnotu Štěpné produkty Při štěpení vzniká řada štěpných produktů, z nichž některé mají značný vliv na výkonovou distribuci v AZ. Jedná se především o 135 Xe a 149 Sm, jejichž účinek na reaktivitu je v reaktoru největší. Tyto izotopy mají největší vliv právě u reaktorů pracujících s tepelnými neutrony. Při vyšších energiích neutronů jejich mikroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů prudce klesá a jejich vliv můžeme zanedbat. [22] Pro účely této práce je důležitý především prvně jmenovaný izotop. 135 Xe je krátkodobý radionuklid s největším účinným průřezem pro absorpci tepelných neutronů v reaktoru. Tepelné energii odpovídá. Pro srovnání stejné energii v případě 235 U odpovídá. [23] 135 Xe vzniká především β- rozpadem z 135 I s poločasem rozpadu 6,6 h, malé procento pak vzniká i přímo ze štěpení 235 U. 135 I vzniká β- rozpadem 135 Te s poločasem rozpadu 2 min. Pokud tuto dobu zanedbáme a předpokládáme, že 135 I vzniká přímo ze štěpení, můžeme formulovat rovnice kinetiky (3.7) (3.8) kde, resp. je hustota jader 135 I, resp. 135 Xe,, resp. je rozpadová konstanta pro 135 I, resp. 135 Xe,, resp. je mikroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů na 135 I, resp. 135 Xe,, resp. je výtěžek ze štěpení pro 135 I, resp. 135 Xe, je makroskopický účinný průřez pro štěpení paliva a je hustota toku neutronů. Řešením těchto rovnic můžeme získat hustotu jader xenonu v závislosti na hustotě neutronového toku. [20] 33

33 Důležitým faktem je rozdíl v poločasech rozpadu těchto dvou izotopů. Zatímco pro 135 I je to 6,6 h, pro 135 Xe je to 9,2 h. [23] Jelikož výtěžek 135 Xe ze štěpení je velmi malý (asi 5 % z celkové produkce xenonu), jeho převážná část vzniká se zpožděním po štěpení rozpadem jader 135 I. Zánik je dále možný přirozeným rozpadem nebo absorpcí neutronu. [22] 135 Xe má značný vliv na řízení reaktoru. Na axiální rozložení výkonu však působí především prostřednictvím tzv. axiálních xenonových oscilací Prostorové xenonové oscilace Existují 3 základní typy prostorových xenonových oscilací: [22] radiální rozdíly výkonu vnějších a vnitřních kruhových vrstev AZ azimutální rozdíly výkonu v symetrických oblastech AZ v jejím radiálním směru axiální rozdíly výkonu po výšce AZ Tyto oscilace se mohou vyskytovat v různých modech, popřípadě lze pozorovat jejich kombinace. Základními podmínkami vzniku xenonových oscilací je tak rozlehlá AZ, že její jednotlivé části mohou pracovat samostatně, a tak vysoký výkon reaktoru, že vyhořívání 135 Xe převyšuje jeho přirozený rozpad. U reaktorů typu VVER-1000, které mají protáhlou válcovou AZ, se tak nejčastěji vyskytují axiální oscilace. [22] Ke vzniku axiálních xenonových oscilací vede nahodilé zvýšení hustoty toku neutronů v jedné polovině AZ (např. povytažením RO). To způsobí zvýšení vyhořívání 135 Xe v tomto místě. Tím se však sníží absorpce neutronů a dojde k opětovnému zvýšení hustoty toku neutronů. S tímto nárůstem dochází ke zvýšení počtu štěpení na palivu, a tedy ke zvýšení počtu produktů štěpení. Tak roste produkce 135 I a následně i produkce 135 Xe. Růst 135 Xe však omezuje růst výkonu a postupně vede k poklesu hustoty toku neutronů a k hromadění 135 Xe. Protože celkový výkon reaktoru zůstává konstantní, zvýšení výkonu v jedné polovině AZ vede ke snížení výkonu v polovině druhé a naopak. Takto dochází k přelévání výkonu po výšce AZ a reaktor osciluje. Perioda těchto oscilací je asi h. [22] 34

34 4 Systémy monitorování výkonu Existuje celá řada monitorovacích systémů pro různé typy reaktorů. Pro tlakovodní reaktory jsou to např. BEACON (Westinghouse), POWERTRAX (Areva), COLSS (Combustion Engineering) nebo SCORPIO-VVER (spolupráce českých a norských firem). Tato práce je zaměřena na systémy používané na českých jaderných elektrárnách, a to na systémy BEACON (ETE) a SCORPIO-VVER (EDU). 4.1 Monitorovací systém BEACON Americká firma Westinghouse vyvinula monitorovací systém BEACON (Best Estimate Analyzer for Core Operations Nuclear) v roce Následně ho USNRC v roce 1994 schválila a licencovala jako nástroj pro online měření rozložení výkonu v AZ a pro monitorování bezpečnostních limitů. [24] Systém BEACON patří mezi nejrozšířenější monitorovací systémy a momentálně ho využívá okolo 60 jaderných elektráren po celém světě. [25] Za dobu provozu prošel systém BEACON celou řadou úprav. Jeho původní verze pracovala s daty určenými pomocí vněreaktorových detektorů, termočlánků a pohyblivých vnitroreaktorových detektorů, které patřily mezi standardní součásti systému kontroly a řízení na tehdejších reaktorech od firmy Westinghouse. V roce 1999 byl vydán dodatek, který systému BEACON umožňoval pracovat s daty z fixních rhodiových samonapájecích detektorů a později, v roce 2002, i z detektorů vanadových a platinových. [25] Metodika monitorování BEACON pracuje při monitorování rozložení výkonu na bázi tzv. uzlového (nodálního) výpočetního kódu. Nódy v tomto případě tvoří jednotlivé SPD. Metodika monitorování se dělí do 3 samostatných kroků: [24] [25] 1. Výpočet kalibračních koeficientů V prvním kroku systém stanoví kalibrační koeficienty pro nodální výpočetní kód, termočlánky a vněreaktorové detektory ze sítě hodnot, jež je určena pomocí SPD. Kalibrační koeficienty pro výpočetní kód jsou definované jako poměr měřených proudů z SPD k predikovaným hodnotám. Nejpravděpodobnější distribuce výkonu je poté získána přenásobením predikované výkonové distribuce kalibračními koeficienty (4.1) BEACON vypočítává predikované proudy SPD s využitím 3D nodálního modelu výkonové distribuce. Výhodou této metody je, že kalibrační koeficienty mohou být 35

35 rozšířeny i do oblasti mimo nódy obsahující SPD, a tím je určena distribuce výkonu po celé AZ. Dále jsou určeny kalibrační koeficienty pro termočlánky jako poměr nejpravděpodobnější výkonové distribuce k relativnímu nárůstu entalpie měřenému na základě změny teploty chladiva při průchodu AZ. Kalibrace na vněreaktorové detektory je popsána v kapitole Aktualizace nodálního modelu Model je na počátku nastaven tak, aby odpovídal axiálnímu ofsetu měřenému při stanovených podmínkách. Kalibrační koeficienty určené v kroku 1 jsou aplikovány na vypočítanou výkonovou distribuci. Radiální rozložení výkonu může být dále opraveno pomocí hodnot měřených termočlánky na výstupu z AZ. Takto získaný referenční model výkonové distribuce je využit v následujícím kroku při aktualizaci skutečné výkonové distribuce. 3. Aktualizace skutečné výkonové distribuce Referenční rozložení výkonu z předchozího kroku je nastaveno pro nové podmínky v reaktoru, které jsou měřeny pomocí termočlánků (radiální) a vněreaktorových detektorů (axiální). Dále musí být provedena oprava na promíchávání paliva mezi jednotlivými palivovými soubory. Takto získaná distribuce v jednotlivých nódech může být opět vhodnou interpolací rozšířena na celou AZ. 4.2 Monitorovací systém SCORPIO-VVER Původní verze systému SCORPIO byla vyvinuta pro tlakovodní reaktory západního typu (PWR) v roce Systém byl implementován na 9 reaktorech ve Švédsku, USA a Velké Británii. [26] Vývoj a implementace první verze systému SCORPIO pro reaktory VVER, určeného pro JE Dukovany, proběhla v letech Na vývoji SCORPIO-VVER spolupracovala norská firma Institutt for Energiteknikk OECD Halden Reactor Project (IFE HRP) v Haldenu s českými organizacemi Chemcomex Praha, a.s., ŠKODA JS, a.s. a ÚJV Řež, a.s. Později, v roce 2001, se do vývojářského týmu připojila i slovenská organizace VUJE, a.s. [14] V září 1998 byl systém SCORPIO-VVER licencován SÚJB jako systém pro sledování provozu a kontroly provozních a bezpečnostních limitů aktivní zóny reaktoru. Poté byl upravený systém SCORPIO-VVER postupně instalován na všech 4 blocích JE Dukovany jako náhrada původního ruského systému VK3. Od roku 2000 monitorovací systém SCORPIO-VVER pracuje na všech blocích JE Dukovany a o rok později byl uveden do provozu i na dvou blocích JE Jaslovské Bohunice V2 na Slovensku. [14] 36