Reaktivitás on-line digitális mérhetősége virtuális méréstechnikával

Átírás

1 Szeged Tudományegyetem Természettudomány Kar Reaktvtás on-lne dgtáls mérhetősége vrtuáls méréstechnkával TDK dolgozat Készítette: Bara Péter fzkus szakos hallgató IV-V. évfolyam Témavezető: Dr. Korpás Laos, csoportvezető reaktorfzkus, Paks Atomerőmű Rt. Konzulensek: Dr. Fehér Sándor, egyetem docens, BME Nukleárs Technka Intézet Dr. Török Mklós, egyetem docens, SZTE Kísérlet Fzka Tanszék Szeged, 2000.

2 Bevezetés: A nukleárs reaktorok dnamkáát a reaktvtás határozza meg. A blokkndítás mérések s csaknem kzárólag különféle reaktvtás-paraméterek vzsgálatát elentk. A reaktvtás közvetlenül nem mérhető, a neutronfluxus alapán sokparaméteres dfferencálegyenlettel számítható. Az ndítás mérések alatt szükséges az on-lne reaktvtás-meghatározás s. A korábban csak analóg berendezésekkel volt lehetséges, vagy dgtáls berendezéssel, erősen egyszerűsített modell alapán, amely csak ksebb pontosság elérését tette lehetővé, mnt az off-lne modell. A ma mérés- és számítástechnka lehetővé tesz a pontosabb és megbízhatóbb reaktvtásmérést. TDK dolgozatomban megvzsgálom a Paks Atomerőműben a elenleg analóg berendezés helyettesíthetőségét egy PC alapú vrtuáls műszerrel. Vzsgálom a mérés láncot za és átvtel szempontából, meghatározom a szükséges analóg előtagokat, különös tekntettel a környezetből adódó technológa és fzka zaokra. Meghatározom a szükséges mntavételezés paramétereket. Rámutatok a tovább technka felesztés lehetőségekre, valamnt azok reaktorfzka aspektusara s, valamnt bzonyos ú kutatás eredmények alkalmazhatóságára a reaktvtásmérésben. 2

3 A transzport-egyenlet: A nukleárs reaktorokban a folyamatokat elsősorban a neutrontér határozza meg. A neutrontér leírására a transzport-egyenlet alkalmas. A transzport-egyenlet dfferencáls alaka a következő: ( r, E, Ω, t) 1 Φ (1) =Ωgrad Φ( r, E, Ω, t) Σt( r, E) Φ( r, E, Ω, t) + Q( r, E, Ω, t) v t ahol Φ a neutronfluxus, v a neutronsebesség, t az dő, E az energa, Ω a térszög, r a hely, Σt a magreakcók teles hatáskeresztmetszete. A obboldal első taga a nettó kfolyást, a másodk a magreakcók által összesen elnyelt neutronokat, a harmadk pedg a forrásokat íra le. A transzport-egyenlet levezetése és bővebb értelmezése megtalálható [1]-ben. A transzport-egyenlet megfelelően leíra a neutronteret, sanos azonban gen nehezen megoldható. Analtkus megoldása csak néhány egészen egyszerű esetre smert, gyakorlat problémák megoldására pedg még numerkus módszerek használatával sem alkalmas, mert a sokféle anyag mnőségű alkatrészekből felépülő, bonyolult geometráú reaktorokban klátástalanul bonyolult algebra problémává válk, amelyet még nagy telesítményű számítógépek segítségével sem lehet belátható dő alatt megoldan. A transzport-egyenletnek smeretes ntegráls alaka s: ( ) s, E, Ω, t = exp s s Q r + s Ω, E, Ω, t s v d (2) Φ( r ) Σt( ) s amelyet néhány numerkus módszer esetében felhasználnak, de dőfüggő problémás kezelésére így sem alkalmas, ezért közelítéseket használnak. A reaktorknetka problémák esetén a pontknetka egyenletrendszert alkalmazzák. 3

4 A pontknetka egyenletrendszer A pontknetka egyenletrendszer a transzport-egyenletből származtatható a térfüggő effektusok egy részének elhanyagolásával, valamnt a neutronok energa szernt egyetlen csoportba történő összevonásával. Ezen okok matt a pontknetka egyenletrendszer erősen közelítő ellegű, azonban rövd dőtartamú változások leírására ó pontossággal használható. A pontknetka egyenletrendszer fgyelembe vesz, hogy a hasadásban keletkező neutronok egy része nem a hasadás pllanatában, azaz prompt, hanem csak késve elenk meg. A késő neutronok hányadát β-val elölük. A késő neutronokat bzonyos hasadás termékek bocsáták k, amelyek közül több mnt 60 későneutron-anyamagot skerült azonosítan. Nncs azonban szükség arra, hogy mndegyket külön-külön számba vegyük. A gyakorlatban elégséges az anyamagokat 6 csoportba osztan, és mndegyk csoporthoz egy β részhányadot és egy átlagos λ bomlás állandót rendeln. Alaka a következő: (3) (4) 1 Φ v t C ( r, t) ( r, t) t ( r ) ( r ) νσ ( 1 β) ( r ) ( r ) λ ( r ) = D Φ, t Σ Φ, t + Φ, t + S, t + C, t, a ( r, ) β νσ ( r, ) = λ C t + f Φ t ( = 1, 2,..., 6). ahol C a későneuron-anyamagok koncentrácóa, az ndex pedg az egyes későneutron csoportok elzésére szolgál. A pontknetka egyenletrendszer levezetése megtalálható [1]-ben. f 6 = 1 4

5 A reaktvtás A reaktorok neutronfluxus változását, és ezen keresztül a termkus telesítmény változását a reaktvtás (ρ) ellemz. Defncó szernt: k (5) ρ= k eff 1 1 = 1 k eff eff ahol k eff az effektív sokszorozás tényező, amely azt ada meg, hogy egy neutron élettartama során átlagosan hány neutront kelt. Az effektív sokszorozás tényező egzaktul a dffuzóelmélet alapán értelmezhető, amely tárgyalása megtalálható [1]-ben. Mvel krtkus reaktorokban k eff = 1, ezért szuperkrtkus reaktorban ρ > 0 és k eff > 1, szubkrtkus reaktorban ρ < 0 és k eff < 1. Ha a pontknetka egyenletrendszer megoldását keressük a (6) ϕ() t ϕ ω (7) C () t = e t 0 = C 0e ωt alakban ( = 1, 2,..., 6), akkor azt kapuk, hogy az egyenletnek csak akkor van nemtrváls megoldása, ha ω kelégít a (8) ρ Λ β β ω ω β β = + λ + ω 6 = 1 ( = 1, 2,..., 6) egyenletet, amelyet recprokóra-egyenletnek nevezünk, valamnt az együtthatók között pedg fennáll, hogy βϕ0 Λ (9) C 0 = λ + ω Általános megoldása: ( = 1, 2,..., 6). (10) ϕ() t = ϕ e ω 6 = 0 t ( = 1, 2,..., 6) (11) C () t = 6 = 0 C e ω t ( = 1, 2,..., 6) 5

6 Szuperkrtkus állapotban ω 0 poztív, a több gyök negatív; szubkrtkus állapotban pedg mndegyk gyök negatív. Ebből következk, hogy szuperkrtkus állapotban elegendően hosszú dő elteltével csak az ω 0 -nak megfelelő, exponencálsan növekvő tag marad meg: (12) ϕ() t ϕ e ω 0 0t Az ω 0 frekvenca szoros kapcsolatban áll a T 2x kétszerezés dővel: ln 2 069, (13) ω 0 = =. T T 2x 2x A T 2x kétszerezés dő kísérletleg ól mérhető. Ha ω 0 -at mérük, a ρ reaktvtást kszámíthatuk. A recprokóra-egyenlet alkalmazásához számított mennységekre van szükség. Ilyen a Λ generácós dő, és a β, β későneutron-hányadok s, mert a késő neutronok ksebb energával keletkeznek, mnt a prompt neutronok, és ezért ráuk vonatkozóan a kszökés valószínűség ksebb, tehát a láncreakcó számára értékesebbek, ezért nem a magfzkából smert értékeket kell használn, hanem azoknál általában nagyobb, effektív értékeket. A számított értékek bzonytalanságat kküszöbölhetük, ha a recprokóraegyenlet mndkét oldalát β-val osztuk, vagys a reaktvtást az effektív későneutronhányad egységeben feezzük k. A Λ/β hányados kísérletleg meghatározható. Az effektív későneutron-hányadot, mnt a reaktvtás egységét dollárnak nevezzük, századrésze a cent. Az elnevezésnek történet oka vannak. Ha a reaktvtást dollárban mérük a ρ/β = 1 dollár reaktvtás a reaktorok bztonságára vonatkozóan fontos határ. Az 1 dollárnál lényegesen ksebb reaktvtásokra a kétszerezés dő 10 s és 100 s közé esk. 1 dollár környékén vszont gyorsan csökken, és könnyen 0,01 s alatt értéket vehet fel. Azt a reaktort, amelyk lyen gyorsan növel a telesítményét, gyakorlatlag lehetetlen technka eszközökkel szabályozn, mert ezen eszközök működés dee legalább néhányszor 0,1 s, ezért a reaktorok üzemét úgy korlátozzák, hogy benne 20 s- nál rövdebb kétszerezés dők ne léphessenek fel, azaz recprokóra egyenletek alapán a reaktvtás 0,2 dollárnál ne legyen nagyobb. Részletesebb adatok [1]-ben találhatóak. 6

7 A reaktvtás felhasználása A reaktvtás mnden reaktor knetka számításban és mérésben fontos érték. A beavatkozó eszközök, a bztonság paraméterek ellemzésére, egyaránt használák, valamnt gen sok reaktorfzka mennység a reaktvtás megváltozását feez k valamlyen egyéb mennység függvényében. Dolgozatomban a blokk úrandítások során alkalmazott reaktvtásmérésekkel foglalkozom. A fűtőelem feltöltés tervezése során a rendelkezésre álló fűtőelem adatok felhasználásával, numerkus modellek segítségével meghatározzák a következő kampány töltetének elrendezését, átrakás tervét és a kampányra vonatkozó reaktorfzka paramétereket, melyek többsége reaktvtás-paraméter. A paraméterek htelesítését haták végre az ndítás mérések során, mután a reaktor üzemkész, de még az energetka ndítás előtt. A számítás algortmusok pontossága ellenére a reaktorfzka ndítás mérések szolgáltaták az első, mérésen alapuló reaktorfzka adatokat az ú töltetről. A pontos ndítás mérések valószínűsíthetk az esetleges helytelen zóna betöltést, így a hba kavítható a blokk felterhelése előtt. A blokkokra elvégzett Bztonság Analízsek csak bzonyos reaktvtás paraméterek esetén érvényesek. A számolt paramétereknek és a mért paramétereknek egy adott hbahatáron belül meg kell egyezn, ekkor bztosítható, hogy az esetleges üzemzavarok a Bztonság Analízseknek megfelelően menenek végbe. A mérés program lépése: - A Mnmáls Effektív Telesítmény elérése, a krtkus bórsavkoncentrácó meghatározása. A Mnmáls Effektív Telesítmény feltétele a reaktor krtkus volta, azaz a reaktvtásnak a hbahatáron belül zérusnak kell lenne. - Az szabályzó és bztonságvédelm rúd hatások összekapcsoltságának ellenőrzése. E mérés során a rudakat egyenként mozgaták, és ellenőrzk az okozott reaktvtásváltozást. - A dρ/dt mérése a prmer kör felmelegítése során, azaz mérk a reaktvtás változását a hőmérséklet függvényében. 7

8 - Az üzemzavar védelem hatékonyságának ellenőrzése az összes SZBV csoport együttes etésekor, kazetta fennakadását szmulálva. Ez esetben az összes reaktvtás változást határozzák meg, a mért fluxusgörbe alapán helyben, de a mérés után teszk meg. - A dρ/dh meghatározása, azaz mérk a reaktvtás változását a rúdhelyzet függvényében. - A dρ/dc B meghatározása, azaz mérk a reaktvtás változását a bórsav koncentrácóának függvényében. - Hőmérő kalbrácó, valamnt a zóna fluxus és telesítmény szmmetrának ellenőrzése, amely mérésekhez nem szükséges reaktvtásmérés. Mnt a fentekből látható a méréssorozat elemenek többsége reaktvtásmérésen alapszk. A rúdetés kvételével a több on-lne reaktvtásmérést gényel. 8

9 A reaktvtás mérése A reaktvtás közvetlenül nem mérhető mennység. A reaktvtásmérésnek sok módszere smeretes, amelyek általában a pontknetka egyenlet specáls körülmények között való közelítő megoldásan alapulnak. Ezen módszerek azonban csak nehézkesen alkalmazhatóak energetka reaktorokban, mert két állandósult állapot között különbségen alapulnak, és a késő neutronok matt a fluxus csökkenése csak lelassul, de állandó értékről nem beszélhetünk, így nehezen mérhető a két állapot között átmenet dő. A fent problémák kküszöbölésére keletkezett az nverz knetka módszere, amely azonban valamely számító berendezés csatlakoztatását gényl a reaktorhoz. Az nverz knetka módszerének lényege a következő: egy neutrondetektorral az dő függvényében mérük a fluxust ( ϕ(t) ), és keressük azt a reaktvtást ( ρ ), amely mellett a mért függvény éppen a pontknetka egyenlet megoldása. A későneutron anyamagok számát kfeezve, a pontknetka egyenletekből a következőt kaphatuk: (14) () t Λ dϕ ρ() t β dt = 1+ β 6 β β = 1 ϕ t ϕ () t λ ( tt ) () t e dt A korszerű méréstechnkában a leggyakrabban használt neutrondetektorok onzácós vagy hasadás kamrák, amelyek az dőegység alatt detektált neutronok számával arányos áramelet adnak k. Ks fluxus esetén az mpulzusdetektorok elét ntegrálák, így szntén áramelet kapnak. Az nverz knetka számítás módszere a gyakorlatban a következő: Íruk fel a pontknetka egyenleteket a következő, Nordhem egyenleteknek nevezett módon: dn ρ β (15) = n + λ dt Λ C ( = 1, 2,..., 6) dc β (16) = n λc ( = 1, 2,..., 6) dt Λ ahol n a térben és dőben ntegrált neutronfluxus. 9

10 10 Vezessük be a következő ú változókat: (17) N w n = τ (18) ' C w C = Λ β τ ( = 1, 2,..., 6) (19) ' β β β = ( = 1, 2,..., 6) (20) ' ρ β ρ = ahol w a neutronbdetektornak az ntegráls neutronfluxusra vonatkozó hatásfoka, az elhelyezés fgyelembe vételével, τ pedg két mérés között letelt dő. Ekkor ρ a dollárban mért reaktvtás, N a mért beütésszám vagy áram lesz, β az -k későneutroncsoport aránya az összes neutroncsoporthoz. Ekkor a következő egyenleteket kapuk: (21) + = Λ C N dt dn λ ρ β 1) ( ( = 1, 2,..., 6) (22) C N dt dc = λ β ( = 1, 2,..., 6) Intergálás, ρ kfeezése és dfferencaegyenletre való áttérés után: (23) τ β ρ + + Λ = 2 ) ' ' ( ) ( ' 1 1,, 1 N N C C N N ( = 1, 2,..., 6) (24) = ) exp( ) exp( 1 ) exp( ) exp( 1 ) exp( ' ' 1 1,, τ λ τ λ τ λ λ β τ λ τ λ τ λ λ β τ λ N N C C ahol ( = 1, 2,..., 6) és a ndex pedg egy adatsorozat egymás után elemenek elölésére szolgál. (23) és (24) már alkalmas a reaktvtás számítására.

11 A reaktvtásmérések hbaforrása A reaktvtásmérések természetesen bzonyos hbákkal terheltek. Dolgozatom elsődleges céla, hogy rámutasson e hbák csökkentésének néhány lehetőségére, elsősorban a Paks Atomerőmű kapcsán. Szükséges megemlíten, hogy elméletben maga a reaktvtás sem tökéletes ellemző mennysége a reaktor knetkáának, hszen már a defnícó s tartalmaz néhány közelítést, ám a gyakorlatban különösen energetka reaktorok esetében mnden szempontból megfelelő mennység. A rektvtásmérések hbá a következő okokra vezethetőek vssza: 1. Az aktív zónában a neutronfluxus sztohasztkus ngadozása és a térfüggő effektusok. 2. A mérőelemek hbá, valamnt ezek elhelyezkedéséből adódó hbák. 3. A mérés technológából adódó hbák és zaok. 4. A pontknetka egyenletrendszer és az nverz knetka módszerének elhanyogolásaból származó hbák. Dolgozatomban elsősorban a 3. pont szernt hbaforrásokkal foglalkozom, de ahol a kapcsolat matt szükséges megemlítem az egyéb hbaforrásokat s. Különösen fontos megegyezn, hogy a ma alkalmazott mérés technológa s kelégít az gen szgorú bztonság követelményeket. A mérés tovább pontosítása azonban nem csak a gazdaságosság növelését tesz lehetővé, de elősegít az különféle reaktorfzka számítások kdolgozását és ellenőrzését. 11

12 Az aktív zóna Maga a reaktor aktív zónáa a mérés lánc nulladk eleme. Az aktív zóna geometralag és magösszetétel szempontából s gen bonylolult. Magfzka értelemben gen nagy, hszen mérete negyságrendlag meghaladák a neutronok energafüggő átlagos szabad úthosszát. A aktív zonában 349 hatszög keresztmetszetű kazetta található, amelyek közül 37 bóracél szabályzórúd, a több különböző összetételű fűtőelemkazetta. A fűtőelemkazetták 126 fűtőelemet tartalmaznak. A zóna keresztmetszete az I. ábrán látható. I.ábra Anyag mnőség szernt s gen összetett a zóna, a tartóelemek crkónumnóbum ötvözetből készülnek, a fűtőelem pasztllák az urán-doxd mellett tartalmazzák a hasadás termékeket s, a vízzel és annak bórsavtartalmával s számoln kell. Inhomogentások lepnek fel a fentek matt a neutron-térben a standard eloszlásokhoz képest. A reaktorfzka egyenletek statsztka törvényszerűségeken alapulnak. Az egyenletek által leírt folyamatok valóában sztochasztkus folyamatok, így az egyenletek csak ezek statsztka átlagát képesek megadn. Általában a reaktorban leátszódó elenségek legtöbbe valószínűség törvényeket követ, a hasadásokban keletkező 12

13 neutronok száma, energáa és sebességük ránya, a külső neutronforrás által a reaktorba uttatott neutronok száma, energáa és sebességük ránya, egy adott sebességgel, adott rányban repülő neutron által ütközés nélkül megtett út hossza, egy ütközésben történő magreakcó fatáa (szóródás, abszorpcó stb.), a szóródott neutron energáa és sebességének ránya mnd valószínűség folyamat. Különösen ks neutronfluxus esetén okoznak ezek lokáls fluktuácókat a neutrontérben. Az ndítás mérések többségét gen ks telesítményen végzk, többségét a névleges telesítmény tízezred részén. Az onzácós kamrák a zónán kívül találhatóak, így oda csak kevesebb neuron ut el. Ezen okok matt a mérés során a fluktuácók hatása fokozottan elentkezk, de lassan változó neutronfluxus esetén átlagolásokkal kküszöbölhetőek. E folyamatok részletes tárgyalása kívül esk a dolgozatomon, de mérések kértékelésekor fgyelembe kell venn őket. A téma kutatása ma s a reaktorfzka egyk legdnamkusabban felődő ágazata. 13

14 A mérés lánc A elenleg mérés lánc blokkvázlata a II. ábrán látható. II.ábra A mérés lánc eleén az onzácós kamrák találhatóak. Ezek dfferencáls kamrák, azaz kadott elük az összes és a gamma-sugárzás különbségével arányosak, ezt tekntük a neutronfluxussal arányosnak. Egzakt kalbrálásuk elenleg nem lehetséges, 14

15 de a reaktvtás számításához nem s feltétlenül szükséges, hszen csak a változás alapán számítunk. A kamrák cserée a nagy költségek és az adott geometra méretek és helyzet matt gyakorlatlag nem megoldható, ezért ezek helyettesíthetőségét nem vzsgáltam. Az onzácós kamrák elhelyezkedése a III. ábrán látható, a középső hatszög alakú rész elöl az aktív zóna helyzetét. III.ábra A elenleg a Budapest Műszak Egyetemen folyó, monte-carlo módszereken alapuló kutatások alapán a övőben lehetséges lesz a (17) egyenletben szereplő w meghatározása, amely egy reaktorfzka és üzemvtel paraméterektől függő összetett függvény. Ezen eredmények alkalmazhatóak lesznek a fluxusmérés pontosítására s, a kalbrácó lehetőségének megteremtése mellett, hszen egy PC alapú vrtuáls műszer esetében egy korrekcós függvény segítségével az on-lne méréseknél s könnyen fgyelembe lehet venn. 15

16 A kamrát követő mérőrendszerre a következő, a IV. ábrán látható elrendezést tartom célszerűnek. IV.ábra 16

17 A pkoamper-mérő műszer A mérés láncban a kamrákat egy árammérő műszer követ. A kamrák árama és 10-4 A között változk. Az alsó határ csak néhányszor 10 pa, ezért gen érzékeny műszer szükséges. Külön nehezít a mérést, hogy mvel a műszer a prmer körben kap helyet, a hőmérséklet elérhet a 40 C-ot, valamnt, hogy a műszer környezetében egyes vezetékeken esetenként gen nagy áramok s folyhatnak. A mérés lényeges pontosítása nem lehetséges, mert ks áramokat nem tuduk többszörösen mérn és a nagyobb mérés gyakorság sem megoldható, mert a pkoamper-mérők ntegrálás dee méréshatártól függően 0,1-1 s. A elenleg berendezés az áramnak megfelelően, méréshatáronként 1-10 V nagyságú feszültséggé alakíta a elet. Ezt nem célszerű megváltoztatn, dokumentácós és mérésellenőrzés okokból. Az árammérés tehát lényegesen nem pontosítható, a IV. ábrán latható kegészítő doboz csupán bzonyos méréshatár feldolgozást végezne a kértékelések segítésére, valamnt technológa ellenőrzés funkcókat látna el. Az árammérés hbá valamelyest csökkenthetőek esetlegesen több kamra elének összeadásával. 17

18 A kábelezés és az analóg szűrés A pkoamper-mérő elét a prmer körből a vezénylőbe mntegy 100m hosszú kábel továbbíta. Ez az erőműv környezetben számos zaforrással terhelődhet. Cserée nem megoldható, mert több légmentesen záródó tűz- és sugárgáton halad keresztül. A za az egyéb erőműv berendezések működésétől függ, a különböző reaktorállapotokban sokféle zat mértem. Az V. ábrán látható zaspektrum gen ellemző, ezen például egyértelműen azonosítható a rúdmozgató motorok 120 Hz-es ele! V.ábra 18

19 Ezen zaokat azonban hagyományos analóg szűréssel nem küszöbölhető k, annak ellenére, hogy a pkoamper-mérő ntegrálás dee alapán tuduk, hogy mnden 10 Hz-nél nagyobb frekvencáú komponens za. Ennek oka a következő. A reaktvtás dervált ellegű mennység, amelynek számításakor a késő neutronok fgyelembe vételével hosszabb adatsor alapán számolunk, azaz műszak értelemben a elalakból számítuk a reaktvtást. A hagyományos analóg szűrők azonban a megengedettnél obban eltorzíták a elalakot a fázstolásuk matt, vagy nem alkalmasak a ksebb frekvencáú, azaz a későneutron generácós dők nagyságrendébe eső zaok szűrésére. Például egy ks fázseltolású negyedrendű 40 Hz-es aluláteresztő bessel-szűrő 10 hz elen 30 -os fáztolást hat végre. A fentekből következően az analóg szűrésnek a mntavételezés frekvencánál nagyobb frekvencáú komponensek szűrésére kell korlátozódna, azaz a későbbek alapán egy 1kHz-es analóg szűrő megfelelő választás. 19

20 A mntavételezés A szűrőből a el a mérésadatgyűtő kártyára kerül. A D/A átalakítást célszerű 16 bt pontossággal elvégezn. Ennek oka az, hogy 12 bt pontosság esetén, a méréshatárok alsó határa közelében a kvantálás hbát s fgyelembe véve, 0,5 %-os ugrásokat elentenének, amely szükségtelenül korlátozná a reaktvtásmérés pontosságát, ugyans a pkoamper-mérő után elemek ennél legalább egy nagyságrenddel nagyobb pontosságot képesek bztosítan. Ksebb kvantálás hba esetén a később dgtáls szűrések s hatékonyabbak lehetnek. A ma korszerű mérésadatgyűtő kártyákkal a programtól függetlenül bztosítható a konzsztens mntavételezés 0,01%-nál ksebb hbával, am a korább programmal megvalósított dőzítés 10%-os hbáával szemben nagyban növel a pontosságot a reaktvtás dervált ellege matt, valamnt lehetővé tesz a sokkal nagyobb mntavételezés frekvencák alkalmazását, és szükségtelenné tesz a két mntavétel közt eltelt dő mérését és rögzítését. A számítás elárás csak 10 Hz-es mntavételezés frekvencát tesz szükségessé, azonban célszerű ennél sokkal nagyobbat választan. A nagyobb mntavételezés frekvencát két módon lehet hasznosítan: ms gyakorsággal kválasztunk néhány mért adatot, és ezt a csomagot (burst) tekntük egy mérés pontnak, mad ebből valamlyen átlagolás elárással képezzük az értéket. - A mérés sort 100 ms hosszúságú részekre osztuk, ezen valamlyen dgtáls aluláteresztő szűrőt alkalmazunk, a tranzenseket leváguk, ez a maradék adatsorból képezzük egy átlagolás elárással az értéket. A fent elárásokkal a csökkenthetük a kvantálás zat, kküszöbölhetük az esetleges hbás A/D konverzók hatását, valamnt a másodk módszerrel a technológa zaokat s szűrhetük, de ez sokkal gyorsabb számítógépet gényel. A 2 khz mntavételezés frekvenca megfelelő, sokkal nagyobbat nem célszerű választan, mert ez elentősen megnövelné a számítás gényt, a dgtáls szűrés hatékonyságát azonban nem növelné elentősen, ksebb pedg antalasng za fellépéséhez vezethet. 20

21 Az algortmus alkalmazása Korábban a számítógépek sebessége nem tette lehetővé a (23) és a (24) egyenletek on-lne dgtáls megoldását, ezért vagy az egyenleteket redukálták két későneuron-csoportra, am ksebb pontosságot tett lehetővé, mnt az off-lne hat csoportos megoldás, vagy analóg számító berendezést alkalmaznak, amely az előre számított paraméterek pontos beállítását tesz a gyakorlatban lehetetlenné. A napank számítógépenek számítás telesítménye lehetővé tesz a hat csoportos megoldás alkalmazását on-lne módon s, akár a dgtáls szűrések mellett s, így elérhető on-lne reaktvtásméréssel s az off-lne kértékelések pontossága. A számítógép alkalmazása megoldhatóvá tesz a következő problémát s: A (24) egyenletben szereplő C, kezdőértéke nem adható meg. Ha az nverz knetka módszerét állandó N esetén alkalmazzuk, akkor C, értéke a megfelelő értékhez konvergálnak. Mvel a reaktvtásmérések mndg stabl reaktorállapotból ndulnak, azért elegendő analóg berendezés esetén s csupán néhány percet várn a C, beállására. Ha azonban mérés közben egy lassú folyamat közben méréshatár-váltás következk be, akkor a mért érték ugrásszerűen egy nagyságrendet változk, és ekkor a C, -k hbás értéket vesznek fel, amely csak smét néhány perc elteltével korrgálódnak, azaz ez dő alatt a reaktvtás értéke hbás lesz. Vrtuáls műszer alkalmazásával egyszerűen kküszöbölhetük e problémát, oly módon, hogy amkor szükséges, mérünk egy értéket, mad ezzel, mnt konstans sorozattal végrehatuk az nverz knetka módszert a C, értékek stablzálódáság. Ezen ncalzálás gen rövd dő alatt végrehatható. Az úabb kutatások szernt, a késő neutronok hat csoportra bontása helyett pontosabb eredményeket szolgáltatnak a nyolc, vagy még több csoportos elárások. A fent vázolt vrtuáls műszer könnyen, költségmentesen módosítható ezek alkalmazására, amennyben ezek válnak az off-lne kértékelések eszközevé. A mérőrendszer tovább előnye, hogy gény esetén, egyszerűen kbővíthető üzemvtel reaktvtásmérővé, valamnt bzonyos ellenőrző funkcókat s elláthat. 21

22 A fzka megvalósítás A merőrendszer gen ks méretben megvalósítható. A rendszer kábelezés felett része teles mértékben redundánsá tehetőek, am elentősen növel a megbízhatóságot. Energetka reaktoroknál ez gen fontos szempont, mert a meghbásodás matt bekövetkező késedelmes blokkndításnak elentős gazdaság vonzata vannak. A vrtuáls műszertechnka révén egyszerűen bztosítható a vllamos mérőrendszer teles tesztelhetősége. A IV. ábrán látható hordozható számítógép csupán ntellgens, grafkus termnálként működk, akár egy más célra éppen nem használt számítógéppel s helyettesíthető. Ennek a megoldásnak az ad létogosultságot, hogy az ndítás mérőrendszer nem üzemvtel berendezés, csak deglenesen, a blokkndítások deén használák. Az egyéb részegysége elrethetőek, ezáltal állandó helyre rögzíthetőek, és csak a termnál gényel deglenesen ném helyet az rányítás területen. Ennek számos előnye van, például a könnyebb, gyorsabb szállíthatóság, de elsősorban bztonság szempontból előnyös, hszen csak egyetlen kábel csatlakoztatására van szükség, elkerülhető a különféle csatlakozások szerelése, valamnt elhelyezése s kötetlenebb, hszen előírás, hogy semmlyen tárgy sem takarhata az üzemvtel műszereket. Az x(t) író másodlagos, bztonság adatrögzítésre szolgál. A vrtuáls műszer esetén ez kbővíthető vagy helyettesíthető egy távol számítógépre történő folyamatos archválással, hálózat kapcsolat révén. 22

23 Összefoglalás: Dolgozatomban áttekntettem a pontknetka modellt, a reaktvtás mennységét, elentőségét, megvzsgáltam a reaktvtásmérések technológa hba és zaforrásat, és felvázoltam egy a ma méréstechnkának megfelelő, rugalmas mérőrendszert, amely számos hbaforrást csökkent, vagy kküszöböl. Az eddgekben felvázolt mérőrendszer segítségével pontosíthatóak az on-lne reaktvtásmérések, de a neutronfluxus mérések, ezen keresztül a később off-lne kértékelések s nagyobb pontosságúvá válnának. A rendszer segítségével a mérésből származó hbák elhanyagolhatóvá válnak a fzka zaforrások, valamnt a modellből származó hbák mellett. A mérés pontosság növelése növel az ellenőrzés hatékonyságát, és obb alapot bztosít a tovább kutatásokhoz. A fenteken túl, tovább árulékos előnyökkel s szolgál e rendszer. A berendezés mérete lényegesen csökkenthetőek, ksebb telesítményen kaphatunk értékelhető reaktvtásértékeket, az off-lne kértékeléshez könnyen rögzíthetőek más paraméterek s pontos dőmegfeleltetésekkel, valamnt a mérés folyamat legtöbb eleme redundánsá tehető. A vrtuáls műszertechnka révén könnyebben kezelhetővé, obban ellenőrzhetővé válhat a mérés, és az azonnal szükséges kértékelések egyes eleme s obban automatzálhatóak, így gyorsabbá és pontosabbá tehetőek. A mérőberendezés párhuzamosan működhet a elenleg rendszerrel, így a htelesen megmutatható helyes működése. A párhuzamosan mért adatok alapán a később off-lne kértékelések révén válk összehasonlíthatóvá a mérés pontosság. Napankban különösen előtérbe került a nukleárs reaktorok bztonsága, és rendkívül fontos célktűzés a bztonság növelése, lletve a bztonságos működés ellenőrzhetőségének bztosítása. Magyarországon ez gen lényeges feladat, hszen más nagy mennységű, olcsó és környezetbarát energaforrás nem áll rendelkezésre. 23

24 Irodalomegyzék [1] Szatmáry Zoltán: Bevezetés a reaktorfzkába (BME, egyzet) [2] Czbók Tamás Várhalm László: A reaktvtás dgtáls számítása [3] Korpás Laos: Oktatás anyag az üzemvtel személyzet hatóság vzsgáához reaktorfzkából [4] Paks Atomerőmű Rt.: Blokk ndítások fzka mérés programa [5] Deme Sándor: Gázonzácós detektorok [6] A Paks Atomerőmű honlapa: [7] Cobra Control Kft. Vtruáls Méréstechnka ckkgyűteménye: [8] Bara Péter: VVER-440 típusú nukleárs reaktor fűtőelemcsere után ndítás mérése (évfolyamdolgozat) Köszönetnylvánítás: Itt s szeretnék köszönetet mondan az értékes szakma segítségükért és türelmükért: Dr. Korpás Laos csoportvezető fzkusnak, a témavezetőmnek (Paks Atomerőmű Rt, Reaktorfzka Osztály) Hamvas István osztályvezetőnek, (Paks Atomerőmű Rt, Reaktorfzka Osztály) Horváth Csaba technkusnak, (Paks Atomerőmű Rt, Reaktorfzka Osztály) Dr. Török Mklós egyetem docensnek, (SZTE, Kísérlet Fzka Tanszék) Dr. Gngl Zoltán egyetem adunktusnak, (SZTE, Kísérlet Fzka Tanszék) Dr. Fehér Sándor egyetem docensnek, (BME, Nukleárs Technka Intézet) Dr. Porkoláb Sándor fõoperátornak, (BME, Nukleárs Technka Intézet) Lpták Andrásnak, (Cobra Control Kft., Natonal Instruments Képvselet) és végül, de nem utolsó sorban: Dr. Szatmáry Zoltán egyetem tanárnak, a BME Nukleárs Technka Intézetének gazgatóának, ak megsmertetett a reaktorfzka vlágával. 24

25 Tartalomegyzék: Bevezetés A transzport-egyenlet A pontknetka egyenletrendszer A reaktvtás A reaktvtás felhasználása A reaktvtás mérése A reaktvtásmérések hbaforrása Az aktív zóna A mérés lánc A pkoamper-mérő műszer A kábelezés és az analóg szűrés A mntavételezés Az algortmus alkalmazása A fzka megvalósítás Összefoglalás Irodalomegyzék Köszönetnylvánítás Tartalomegyzék 2. oldal 3. oldal 4. oldal 5. oldal 7. oldal 9. oldal 11. oldal 12. oldal 14. oldal 17. oldal 18. oldal 20. oldal 21. oldal 22. oldal 23. oldal 24. oldal 24. oldal 25. oldal 25