Nukleair beproevingsprogramma met eenbaks athenekern

(1)

Nukleair beproevingsprogramma met eenbaks athenekern

Citation for published version (APA):

Brouwers, A. (1969). Nukleair beproevingsprogramma met eenbaks athenekern. (Athene; Vol. 469). Technische Hogeschool Eindhoven.

Document status and date: Gepubliceerd: 01/01/1969

Document Version:

Uitgevers PDF, ook bekend als Version of Record

Please check the document version of this publication:

• A submitted manuscript is the version of the article upon submission and before peer-review. There can be important differences between the submitted version and the official published version of record. People interested in the research are advised to contact the author for the final version of the publication, or visit the DOI to the publisher's website.

• The final author version and the galley proof are versions of the publication after peer review.

• The final published version features the final layout of the paper including the volume, issue and page numbers.

Link to publication

General rights

Copyright and moral rights for the publications made accessible in the public portal are retained by the authors and/or other copyright owners and it is a condition of accessing publications that users recognise and abide by the legal requirements associated with these rights. • Users may download and print one copy of any publication from the public portal for the purpose of private study or research. • You may not further distribute the material or use it for any profit-making activity or commercial gain

• You may freely distribute the URL identifying the publication in the public portal.

If the publication is distributed under the terms of Article 25fa of the Dutch Copyright Act, indicated by the “Taverne” license above, please follow below link for the End User Agreement:

www.tue.nl/taverne Take down policy

If you believe that this document breaches copyright please contact us at: openaccess@tue.nl

(2)

I , .

8 503622 .

TJ-:.EINDHOVCN

NUKLEAIR BEPROEVINGSPROGRAMMA MET EENBAKS ATHENEKERN

opgesteld A.Brouwers

ATHENE 469

januari '69

gekontroleerd

E2 tim E12 Reaktor Centrum Nederland v.d. Ir. G.van Hulst E17 en E19 Ir. F.c..Mulders

akkoord voor ui tvoering

Prof. Dr. M.Bogaardt

LABORATORIA VOOR WARMTETECHNIEK

l!:N REAKTORBOUW

(3)

Inhoud. bladz. 3

5

8 13 13 14 15 16 16 17 18 19 20 21 26 29 31 E12 E

9

E10 E 8 E 7 E19 E17 Inleiding Beleidsaspekten

Eerste kriticiteitsnadering met een kernbak E2

Kalibraties van de vermogensmeetsystemen E3

De afschermings·beproeving E4

De splijtmassakoefficient E5

De reaktiviteitswaarden van de neutronenabsorbtieplaten E6 E11 Beveiliging tegen te hoge vermogensniveau's

Bevei liging tegen te kleine posi tieve perioden in het reaktorvermogen 10 Koelwaterverlies 11 Neutronenfluxverdeling 12 De kaviteitskoefficient 13 De temperatuurkoefficient 14 De automatische regeling

15 De beschrijvende funktie van het regelsysteem 16 Referenties 17 Figuren 3 4 5 6 7 8 9 1 2

(4)

1. INLEIDING.

1.1 Het nukleaire beproevingsprogramma bestaat uit experi-menten, die tot doel hebben am van de reaktor Athene de fundamentele systeem-parameters te bepalen; de

nu-kleaire instrumentatie te testen, ~f te regelen en te

kalibreren; informatie te verkrijgen over de veilig-heidsaspekten van dit reaktorsysteem.

Dit rapport bespreekt de eerste serie van deze expe-rimenten, waarbij slechts een van de twee kernbakken met splijtstof gevuld is. Al deze experimenten worden uitgevoerd met de oostelijke kernbak geladen; een aan-tal hiervan zullen worden herhaald voor de westelijke kernbak om de mate van a-symmetrie te onderzoeken.

Het eerate experiment van deze serie bestaat uit de

eerste kriticiteitsnadering met €!Em kernbak. Dit wordt

gevolgd door kalibraties van vermogensmeetsystemen;

bepalen van de ~eutronen~bsorbtieBlaten(kortweg

aange-duid als nap's); experimenteel bepalen van reaktiviteits

koefficienten van splijtmassa, temperatuur en kaviteit; het meten van de neutronenfluxverdelingen; het testen van de belangrijkste automatische beveiligingen, zoals die voor te hoge vermogensniveaus en te kleine positieve reaktorperiodenj de afscherming tegen radioaktieve stra-len wordt onderzochtj eveneens de gevolgen van koelwater-verlies; het automatisch regelsysteem voor het nukleaire vermogen zal optimaal worden ingesteld.

1.2 Mede gebaseerd op de resultaten van deze eerste serie

van beproevingen zal in een afzonderlijk rapport een testprogramma voor het tweebaks Athenebedrijf worden uitgewerkt.

Voor dit doel is reeds een theoretische analyse gemaakt van het dynamisch gedrag van de tweebaks-Athenekern. De resultaten hiervan zijn zodanig,dat een bevredigend funktioneren van de tweebakskern mag worden verwacht. Het wordt echter nuttig geoordeeld om reeds bij het hieraan voorafgaande eenbaksbedrijf wat meer empirische informatie te verkrijgen over het dynamisch gedrag van dit systeem.

Hiervoor zijn twee experimenten in voorbereiding. Een waarbij de dynamikafunkties worden gemeten met pertur-baties in reaktiviteit. Een tweede waarbij dit geschiedt door verstoringen te introduceren met een neutronenbron.

1.3 Voor een beschrijving van de Athenereaktor wordt verwezen

naar ref. 1 en 2. Een overzicht van dit reaktorsysteem

is gegeven in fig. 1 en 2. In figuur

3

zijn de koderingen

aangegeven voor de belangrijkste komponenten van de reak-torkern.

(5)

-1.4 De eerste redaktie voor dit rapport, ref. 3, is

n.a.v. een analyse van het regelsysteem uitgebreid

met een beschouwing over dit systeem, nodig geoor-deeld,omdat naar verwachting een empirische optima-lisatie zal moe ten worden uitgevoerd tijdens dit eerste reproevi ngspro gramma.

Een tweede uitbreiding behandelt een aantal beleids-aspekten waarvoor een schriftelijke regeling wenselijk is geoordeeld door de reaktorveiligheidskommissie

(ref.

4

en

7).

Voorafgaande aan de bespreking van de

verschillende experimenten, worden deze beleidspunten besproken in de volgende paragraaf.

(6)

2. BELEIDSASPEKTEN. 2.1 Inleiding.

Een organisatieschema voor Athene als onderdeel van de laboratoria voor warmtetechniek en reaktorbouw o.l.v. Prof. Dr. M.Bogaardt is gegeven en besproken in het Athene veiligheidsrapport (ref. 1).

Op verzoek van de reaktorveiligheidskommissie ZlIn

een aantal details over het beleid bij het

reaktor-bedrijf vooraf op schrift gesteld: eenhoofdige leiding,

punt 2.2; gang van zaken bij het samenstellen van de reaktorkern, splijtelementen en de splijtstofbergplaats, punt 2.3; splijtstofverantwoording, punt 2.4.

Op verzoek van deze kommissie is tevens voor de eerste

kriticiteitsha~eringeen meer gedetailleerde

taakom-schri jving gemaakt, alsmede een regeling getroffen vo or de bezoekers tijdens dit experiment. Deze twee punten

worden aan de orde gesteld in paragraaf 3 van dit rapport.

Met hetgeen hier besproken is, alsmede met de

bedienings-voorschriften, ref. 6, wordt voorlopig volstaan. Na

onge-veer een half jaar ervaring met dit reaktorbedrijf zal

een en ander in een afzonderlijk rapport verder worden uitgewerkt en na beoordeling door de reaktorveiligheids-kommissie definitief worden gemaakt als regeling voor het beleid in het Athenegebouw.

2.2 Leiding.

Het beleid en de direkte verantwoordelijkheid hiervoor berust bij het hoofd van de laboratoria voor warmtetech-niek en reaktorbouw.

In de organisatie van de technische hogeschool berust de verantwoordelijkheid voor het beheer uiteindelijk bij de voorzitter beheerder van de afdeling werktuigbouwkunde. Deze beheerder heeft de reaktorveiligheidskommissie tot zijn beschikking voor het inwinnen van adviezen over de veiligheid bij handelingen met het reaktorsysteem.

Bij de dagelijkse bedrijfsvoering van Athene is de nood-zakelijkheid gesteld van eenhoofdige leiding. Als zodanig fungeert het hoofd van Athene.

Een en ander houdt in dat geen handeling met de reaktor uitgevoerd mag worden zonder dat deze gesanktioneerd is door het hoofd van Athene. Er wordt geen experiment uit-gevoerd zonder het akkoord van het hoofd van de labora-toria voor warmtetechniek en reaktorbouw. Dit geschiedt met inachtneming van de adviezen van de reaktorveilig-heidskommissie.

(7)

-Wanneer in een ui tzonderingsgeval hierbij ooi t pro blemen zouden ontstaan, met tegenstrijdige meningen over de vei-ligheidsaspekten, dan kan een beslissing worden verkregen via de sekretaris van de T.H.E. Voor details hierover wordt verwezen naar de reglementen van reaktorveiligheids-en stralingsveiligheidskommissie. wordt Prof.Bogaardt

=

Brouwers

=

Daams

=

Theelen v.d.Ven Operators

Op het informatiebord bij de bedieningslessenaar het volgende vermeld:

Hoofd laboratorium warmtetechniek en reaktorbouw

=

Hoofd ATHENE

Chef

De opdrachten voor handelingen met de reaktor worden van boven naar beneden doorgegeven, terwijl de terugmelding van beneden naar boven plaatsvindt.

Op dit informatiebord is eveneens steeds een naam gegeven van de persoon die belast is met de direkte zorg voor de stralingsbescherming. Deze persoonheeft tot taak het no-dige te doen voor de stralingsbescherming bij de experimenten. Hij houdt over de S.B.D.-aspekten een logboek bij. In geval dat doseringssnelheden groter dan 2.5 millirem/uur gekonsta-teerd worden, licht hij het hoofd ATHENE hierover in.

Tijdens dit beproevingsprogramma mag de reaktor niet in be-drijf zijn zonder toestemming en zonder aanwezigheid van hoofd ATHENE.

2.3-Samenstelling reaktorkern.

Voor de reaktorveiligheid is het noodzakelijk steeds een goed beeld te hebben van de samenstelling van de reaktor-kern. Belangrijk hierbij is de verdeling van de splijtstof over de kern; even belangrijk is het te weten of er zich andere objekten in bevinden die merkbaar ingrijpen in de neutronenhuishouding zoals bijv. het plaatseh van een re-aktiviteits-perturbatiesysteem, hetgeen een aanzienlijke negatieve bijdrage in reaktiviteit kan betekenen. Verwij-deren van zulk een systeem kan tot gevolg hebben dat de overreaktiviteit van de reaktor de toegestane grens van 0,5% overschrijdt.

2.3.1 Wijziging in de samenstelling van de kern kan al-leen plaatsvinden met een schriftelijke opdracht volgens formulier fig.

8;

getekend door hoofd ATHENE. Op dit formulier wordt tevens aangegeven wanneer zulk een opdracht is uitgevoerd.

2.3.2 De samenstelling van de reaktorkern wordt na iedere mutatie daarin vastgelegd in een certi-fi caat, certi-fig. 6. In di t certi ficaat worden aIle opjecten vermeld die een merkbare invloed hebben op de neutronenhuishouding, alsmede de opstelling van de neutronenstartbron en de sensoren van de

(8)

diverse neutronenfluxmeetkanalen, m.a.w. in dit ladingscertificaat wordt aIle informatie gegeven, die van belang is voar het fysisch gedrag van het reaktorsysteem en de nucleaire instrumentatie. 2.3.3 De belangrijkste objecten in de reaktorkern zijn

uiteraard de splijtstofelementen. De samenstel-ling van deze doorgenummerde elementen worden na iedere mutatie opgetekend in een certificaat,

fig.

7.

Voor de wijzigingen in deze samenstelling

worden naast deze certificaten het

mutatieopdracht-formulier (fig. 8) gebruikt.

2.3.4 In het ladingscertificaat voor de kern, fig. 6,

worden in de elementposities vermeld: 1 nummer element

2 positie element met pijl 3 totaal nettogewicht U-235

2.3.5.In de ladingscertificaten van reaktorkern, splijt-stofhouder en splijtstofbergplaats worden de laatste mutaties steeds in rood aangegeven.

2.3.6 AIle certificaten, hierboven vermeld, gelden als do-kumenten bij de bedrijfsvoering na de handtekening voor gezien van het hoofd ATHENE. Zij worden bewaard bij de bedieningslessenaar in de reaktorhal.

2.4 Splijtstofverantwoording.

De splijtstof zal of in de reaktorkern zlJn, of in de

berg-plaats-, of op weg van de en~ naar de andere.

Voor de reaktorkern, de bergplaats en ook voor de splijtstof-plaathouders zijn de gegevens over de splijtstof steeds te

vinden in de certificaten, respectievelijk fig. 6, 5 en

8.

Wijziging in de splijtstofposities geschiedt volgens

schrif-telijke opdracht, mutatieformulier fig.

8,

getekend door

hoofd ATHENE.

In een livret wordt per splijtstofplaatje de geschiedenis

bijgehouden, fig.

9.

Ten behoeve van de rapportering over het splijtstofgebruik, wordt de splijtstofverdeling in grammen U-235 afzonderlijk

(9)

3.

EERSTE KRITICITEITSNADERING MET BEN KERNBAK.

Experiment E2. 3.1 Inleiding.

Het doel van dit experiment is het bepalen van aeOkritieke massa van de reactor waarbij een kernbak met splijtstof wordt geladen en de tweede bak gevuld is met dummy-plaatjes. Hierbi j wordt van de startkanalen de telsne Iheid N geme ten als funktie van de massa M van de splijtstof U-235. Extra-polatie van de waarden voor liN als funktie van de massa U-235 zal bij toenemende hoeveelheid U-235 de absis snijden bij de lading U-235, waarbij de reactor kritiek is.

Voor dit experiment zullen naast de twee startkanalen van de vaste nucleaire instrumentatie nog minstens twee meet-systemen met BF3-telbuizen worden opgesteld.

De kritieke massa voor de reactor met een kernbak gevuld met splijtstof is berekend op 1848 gram U-235. De nominale splijtstofplaatjes bevatten ca. 28 gram U-235. Met 11

plaatjesper houder geeft dit ca. 308 gram U-235 per element. Met

6

van deze elementen kan men dus deze berekende kritieke massa van 1848 gram U-235 bereiken.

Er zal naar worden gestreefd om de kritieke massa te bereiken met een zo gelijkmatig mogelijke verdeling van de splijtstof over de 6 elementen. Het doel hiervan is om bij het bereiken van de kritieke massa de neutronenabsorptieplaten buiten de kernbak optimaal bruikbaar te maken.

Dit zal worden gerealiseerd door de element en in eerste in-stantie met maximaal 11 nominale splijtstof p1matjes te vullen. De dummy plaat nodig om het totaal van 12 stuks vol te maken, wordt hierbij geplaatst in de buitenste po-sitie aan de zijde van de binnenreflector. Wanneer de kri-tieke massa niet bereikt wordt met 6 van deze elementen in de kern zullen ook, systematisch en voor zover nodig, de dummy plaatjes worden vervangen door nominale- of 1/3-nomi-nale splijtstofplaatjes. Het laden van de kernbakken zal aanvangen met 2 stuks Il-plaatselementen. Bij de volgende stap wordt een derde ll-plaats-element toegevoegd. Daarna een vierde. Bij alle hieropvolgewde ladingen zal steeds de helft worden toegevoegd van de hoeveelheid U-235 die nodig is om de kritieke massa te bereiken volgens de voor-spellingen van de extrapolaties van de liN waarden naar 0. op deze wijze wordt het laden van de kernbak voortgezet tot de hoeveelheid U-235 ca. 10 gram minder is dan de ge-extrapoleerde kritieke massa.

Vervolgens wordt de lading vergroot tot boven de kritieke massa, waarbij de overmaat aan U-235 voorlopig niet groter genomen wordt dan het verschil in de door extrapolaties ge-vonden kritieke massa bij een regelplaat 50% ingevoerd en die waarbij alle boralplaten geheel uit de kern getrokken zijn. Op deze wijze wordt zeker gesteld dat reeds de halve capaciteit van een regelplaat voldoende is om de ingebouwde overmaat aan reactiviteit te compenseren bij een noodstop.

(10)

zijn voor de Hmbaks-kern berekend: voor een regelplaat of een clClmpensatieplaat (D,F) op -0,65%Akjkj deze twee tesamen op -1,40%Akjk; voor de veiligheidsplaat (B) op -2,2% Ak/k en voor alle drie de platen tesamen op

-3,6% Ak/k.

Ret is niet toegestaan om de overmaat aan reactiviteit groter te maken dan 0,5% Ak/k. Met de gevolgde procedu-re zal de over~:at aan reactiviteit ongeveer gelijk zijn aan de halve waarde van de regelplaat, d.i. ca. 0,33% Ak/k. De kriticiteitsnadering wordt uitgevoerd in de oostelijk geplaatste kernbak.

De opstelling van de neutronenstartbron en van de senso-ren van de diverse neutronenfluxmeetkanalen zal na elke kernmutatie worden vastgelegd in een kernladingscertificaat.

3.2

Toegang tot ATHENE tijdens aerste kriticiteitsnadering. Tijdens de eerste kriticiteitsnadering hebben aIleen de volgende personen toegang tot de reaktorhal:

• Vaste AT RENE- en S.B.D.-medewerkers van de T.R.E. • Leden of adviseurs van de veiligheids-adviescommissie. • Stralingsveiligheidsdeskundigen van de T.H.E.

• Personen op speciale uitnodiging.

Geinteresseerden kunnen het experiment bijwonen vanuit het instruktielokaal, van waaruit men de reaktorhal kan overzien en waar aIle gewenste informatie verstrekt wordt. Bij dit experiment heeft men aIleen toe gang tot ATRENE via een pas. Deze kan aangevraagd worden via Mej. A.Hammes of de Hr. W.Daams, telefoon 040-33222, respectievelijk toestel 2138 en 3864.

(11)

3.3

Taakverdeling. funktie

1 operatorbedieningslessenaar

2 start procedure volgens bedie-ningsvoorschrift

3

zorg voor N-meetsystemen en verrichten van metingen

4

uitwerken meetresultaten

(2 ploe gen)

5

beslis sen over nieu we lading

6

samenstellen certifikaat voor nieuwe lading

7

uitvoeren van lading volgens punt 6.

8

bijhouden logboek en verzorgen van aIle certi fika ten

9

S.B.D. verantwoordelijk Daams Daams Breimer Breimer Brouwers Pro f. Bogaardt Bij di ens afwe-zigheid, Brouwers, tot 250 gram U-235 ond er de kri-tieke massa. Brouwers Daams Daams Hekman assistent v.d.Ven Theelen v.d.Ven Theelen v.Rout v.Wees v.Hout, v.Wees Daams Brouwers Daams Daams Theelen v.d.Ven Theelen v.d.Ven v.Viegen Kok Kruyshaar

10 public relations in instruktie-lokaal, waar bezoekers het ex-periment kunnen volgen

voorlichting over verloop ex-periment (steeds minstens een ter beschikking)

11 controle op toegang gebouw • passensysteem

• bezoekers inschrijven • verwijzen naar

instruktie-lokaal

A. Schouten A.Hammes J.F.M.v.Donge

Mulderq~Renaud, Wamsteker,

Kruyshaar, Sluiter, v.Heel.

portiers

12 uitgifte passen

13 algehele leiding en koor-dinatie

14 toezicht hierop en uite~n

delijke verantwoordelijkheid Brouwers Brouwers Prof. Bogaardt J.F.H.v.Donge Daams, Hammes

(12)

3.4 Startkanalen.

Bij de eerste kriticiteitsnadering zullen naast de bestaande twee startkanalen nog twee of meer meetsystemen voor lage neutronenfluxen gebruikt worden.

De sensoren van de startkanalen worden bij de aanvang van de kriticiteitsnadering op verschillende plaatsen rondom de oostelijke kernbak geplaatst. De posities van de sensoren .hiervan worden in een ladingscertificaat voor de reaktorkern

vastgelegd, veer met de procedure E2P wordt aangevangen.

Bij de kriticiteitsnadering wordt voor het noodzakelijke aantal goed funktionerende meetkanalen, met goed extrapoleerbare meet-resultaten, een minimum van 2 aangehouden.

Bij een besluit om tijdens de kriticiteitsnadering een of meer sensoren een andere positie te geven omdat de verkregen infor-maties weinig bruikbaar voorspellingen geven over de kritieke massa, moet de procedure E2P voor de kriticiteitsnadering, van voren af aan herhaald worden.

3.5 Procedure E2P.

1. Reactor, met 2 extra startkanalen ~n geladen met dummyplaatjes

in bedrijf stellen.

2. Voor aIle startkanalen de telsnelheid bepalen. Posities van de detectoren verbeteren wanneer de telsnellieden te gering zijn. Notatie:

N-I-O-I

=

telsnelheid N van kanaal I (II, III etc.) bij

regel-plaat F 0% (50%, 75%, 100%) uitgetrokken, 1e (2e, 3e, etc.) meetserie bij een bepaalde kernlading.

Opmerking:

Bij deze metingen steeds tellen tot ca. 3000 pulsen. Vervolgens omrekenen tot aantal pulsen per seconden (N).

3. Neutronenabsorptieplaten B en D 100% - en F 50% uitvoeren.

4. Telsnelheden bepalen van startkanalen. Meting ---50 - 1.

5. Neutronenabsorptieplaat (nap) F 75% uitvoeren.

6. Telsnelheden bepalen van startkanalen. Meting ---75 - 1.

7. nap F 100% uitvoeren

8.

Telsnelheden bepalen van startkanalen. Meting --100 - 1.

9.

Initieer noodstop met drukknop op lessenaar. Controleer dat

nap B, -D en -F in de kern vallen en het water uit de kernbak

wegloopt.

10 Laad 2 stuks Il-plaats-elementen met de dummyplaat aan de zijde van de binnenreflector in de kernbakposities OA en OB.

Noteer van deze splijtstofplaten de nummers en bepaal de werkelijke hoeveelheid U-235 uit de afname-meetstaten van de splijtstofplaten.

11 Herhaal de acties 1 tim 9 met dezekernlading van ca. 616

gram U-235 (Ml).

Meting N 0 - 2

Meting N --- 50 - 2

Meting N --- 75 - 2

Meting N ---100 - 2

12 Plot voor ieder meetkanaal de reciproke waarden van aIle

meet-resultaten, vermenigvuldigd met de eerste meetwaarde N ---0 - 1,

als funktie van het aantal grammen U-235, Extrapoleer naar ordi-naat 0 voor de eerste voorspelling van de kritieke massa (M Kr.l)

(13)

De kleinste kritieke massa, volgens de aanwlJzlngen van de ver-schillende meetkanalen, is hierbij maatgevend voor M Kr.l.

13 Laad een derde ll-plaats-element met de dummyplaat aan de zijde van de binnenreflector, in de kernbakpositie OC. Noteer van deze splijtstofplaten de nummers en bepaal de werkelijke hoeveelheid U-235 uit de afname-meetstaten van de splijtstofplaten.

14 Herhaal de acties 1 tim 9 met deze kernlading van ca. 924 gram

U-235 (M2).

Met1ngen N 0 - 3

Metingen N 50 - 3

Metingen N 75 - 3

Metingen N ---100 - 3

15 Herhaal actie 12 hetgeen een verbeterde voorspelling geeft van de kritieke massa (M Kr.2).

16 Herhaal actie 13 met het vierde 11-plaats-element in positie ODe

17 Herhaalde acties 1 tim 9 met deze kernlading van ca. 1232 gram

U-235 (M3).

Metingen N 0 - 4

Metingen N 50 - 4

Metingen N 75 - 4

18 Herhaal actie 12 hetgeen een verbeterde voorspelling geeft van de kritieke massa (M.Kr.3)

19 Laad een vijfde element in positie OE conform 13 met een hoeveelheid

U-235 kleiner dan ~(M Kr.3 - M3) gram, doch niet meer dan tot een

totaal van 11 nominale splijtstofplaatjes analoog de eerder geplaatste

elementen.

20 Herhaal de acties 1 tim 9 met deze kernlading (M4)

Metingen N 0 - 5

Metingen N --- 50 - 5

Metingen N --- 75 - 5

21 Herhaal actie 12 hetgeen een verbeterde voorspelling van de kritieke massa geeft (M Kr.4).

22 Laad een hoeveelheid U.235 van ca. ~(M Kr.4 - M4) gram over

deele-menten OE c.q. OF doch zodanig dat de 12e positie aan de zijde van de binnenreflector bezet blijft door een"'dummyplaatje.

23 Herhaal de acties 1 tim 9 en 12 met de nieuwe kernlading.

24 Herhaal de procedure 22 en 23 met steeds, zover mogelijk met de hele

en 1/3 nominaal p~atjesJde helft toevoegen van de hoeveelheid

U-235, die nodig is om de kritieke massa te bereiken, totdat de kritieke massa bereikt is op minimaal 10 gram na.

Zonodig met gebruik van 1/3 nominaal plaatjes en zonodig met

splijt-stofplaatjes op de positie 1 van de brandstofelementen.

25 Bepaal de laatste voorspelling van de kritieke massa met nap F 100% uit M Kr. L 100% en met nap F 50% uit M Kr. L 50%.

26 Voeg U-235 toe tot een maximum van (M Kr. L 50% - MKr. L 100%)

gram boven M Kr. L 100% gram.

27 Herhaal acties 1 tim 4.

28 Trek nap F langzaam uit de kern, vaak stoppend om de startkanalen te observeren, tot kriticaliteit bereikt is. Breng het vermogen

op 1 Watt (meteraanwijzing lineair meetkanaal VIII).

29 Regel het vermogen constant voor ca. 5 minuten met handbediening. Schakel dan over op automatische regeling.

30 Controleer de straling rond het reactorblok in de pompkelder en in het kanaal daar naar toe.

31 Initieer noodstop. Reactor uit bedrijf stellen.

(14)

4.

CALIBRATIES VAN DE VERMOGENS MEETSYSTEMEN.

Expcriw~Dt_E3£

4.1

Inleiding.

De ca1ibraties van de meetsystemen bestaan uit vergelijkingen van door de nukleaire instrumentatie gemeten waarden en expe-rimenteel bepaalde waarden voor verschillende niveaus van het reactorvermogen.

De reactor wordt op ca 1 watt vermogen gebtacht volgens gemid-delde aanwijzing van de meetsystemen voor het nucleaire ver-mogen. Vervolgens wordt de gemiddelde thermische neutronenflux in de kern bepaald met een activeringsmethode; bestraling van folies. Ret reactorvermogen is dan bepaald door het product van deze gemiddelde flux en de werkzame doorsnede voor splij-ting van de totale massa splijtstof in de kern.

Deze meting van het reactorvermogen wordt dan herhaald bij ca

10 watt en ca 100 watt. Ret meten van het reactorvermogen bij

hogere vermogens wordt voorlopig achterwege gelaten om de

splijtstofelementen niet onnodig te acti~eren, hetgeen het

werken met deze elementen tijdrovender zou maken.

4.2

Ero~edure_E3E.

1. Breng Au

(99,9%)

folies aan in de kernbak.

2. Breng de reactor naar een vermogens-niveau (meterwaarde) van ca 1 watt.

3.

Roud het vermogen constant gedurende een peri ode van 1 uur.

Controleer dit regelmatig op alle meetsystemen voor het reactorvermogen. Voer inmiddels een controle uit van de stralingsniveaus rond de afscherming van de reactor, in de pompkelder en in het kanaal tussen reactor en pompkelder.

4.

Stop de reactor.

5.

Verwijder de folies en bepaal de activiteiten hiervan.

6. Rerhaal 1 tim 5 met cadmium bekleding van de folies

(dikte 1 mm).

7.

Bepaal de distributie van de thermische flux in de kern.

8.

Rerhaal 1 tim

7

bij een reactorvermogen van ca 10 watt en

daarna bij ca. 100 watt (bij hogere vermogens kunnen de

be-stralingstijden verminderd worden).

9.

Bepaal de werkelijke vermogens voor de meetwaarden van 1,

10 en 100 watt. Wanneer het dan nodig is am de meetsystemen

aan te passen dan zal een nieuwe calibratie worden uitge-voerd.

10 Voor zover nodig geoordeeld zal 1 tim 9 herhaald worden met

Mn (12% Ni)-folies.

5.

DE AFSCHERMINGSBEPROEVING.

ExperimeDt_E~.

Met de reactor zoveel mogelijk onderkritisch worden metingen ver-richt van de achtergrondstraling rond de reactorafscherming, op andere plaatsen in de reactorhal, in het reactorgebouw en op een aantal punten buiten rondom het ATRENE-gebouw.

Volgens de normale procedure wordt de reactor hie rna op 100 watt

gebracht, waarna dezelfde metingen op dezelfde plaatsen herhaald worden. In het geval dat er te hoge stralingsniveaus blijken te bestaan (groter dan 2,5 millirem per uur), zullen de nucleaire beproevingen niet worden voortgezet v6ar dat deze stralingsni-veaus voldoende verminderd zijn door het aanbrengen van extra afscherming.

(15)

6.

DE SPLIJTMASSACOEFFICIENT.

EXJ;l~rj,[l~n:L~5... 6.1 Inleiding.

De splijt stofmassacoefficient zal worden bepaald uit metingen van de overreactiviteit van de kern voor verschillende splijt-stofladingen.

Bij een hoeveelheid splijtstof, iets groter dan de kritieke massa, wordt de overreaktiviteit van het systeem bepaald. Deze meting wordt he rhaald na toevo egi ng van een kleine hoeveelheid nieuwe splijtstof. Uit het verschil in overreaktiviteit, ver-oorzaakt door de hoeveelheid toegevoegde splijtstof, wordt de reaktiviteit per gram splijtstof berekend.

De overmaat aan reaktiviteit wordt gevonden met behulp van de periode-meetmethode.

6.2 rrQ£~gYr~_~5r~

1. Reactor in bedrijf stellen en op 1 watt brengen met nap F

(platen

B

en

D

in bovenste positie). Noteer positie van

regelplaat F.

2. Trek nap F voldoende op om een peri ode van ca. 150 sec

(periodemeter aflezing) te krijgen in de responsie van het vermogen.

3.

Stop beweging nap F. Noteer positie van nap F.

Laat het vermogen oplopen tot ca. 100 watt. Bepaal hierbij zo nauwkeurig mogelijk de peri ode van de excursie.

4.

Bepaal met deze periode de grootte van de hierbij

geintro-duceerde toename in de reactiviteit.

5. Herhaal 1 tim 4 met reactorperioden van 125, 100, 80, 60, 40

en 30 sec. c.q. volledig uitgetrokken zijn van de regelplaat

F. Stop de reactor.

6. Bepaal uit de meetresultaten de overmaat aan reactiviteit van de kern met aIle platen opgevoerd.

7.

Laad de kern bij met

1/3

nominaal plaat splijtstof (ca. 10

gram U).

8. Start de reactor en regel deze constant op 1 watt met nap F

(platen B en D uitgevoerd).

9.

Herhaal 1 tim

6.

10. Stop de reactor en laad weer een

1/3

nominaal plaat splijtstof.

11. Herhaal 1 tim 10. totdat de kern een overreactiviteit van

0,50% heeft of totdat aIle beschikbare plaatposities gevuld zijn.

12. Bepaal massacoefficienten uit de meetresultaten.

13. Bepaal uit de meetresult aten de calibratie van de nap F.

14. Herhaal zo mogelijk deze metingen na drie

1/3

plaatjes te

ver-vangen door een nominaal plaatje spIijtstof (ca. 30 gram U), en onderzoek het effect van de 1/3-plaatjes voor verschillende kernconfiguraties en op verschillende plaatsen in de kern.

(16)

7.

DE REACTIVITEITSWAARDEN VAN DE NEUTRONENABSORBTIEPLATEN. :fI~;p~riID~n:L

I:6...

7.1

Inleiding.

De totale reactiviteitswaarde van een neutronenabsorbtie-plaat of combinaties van deze platen, wordt gemeten met de plaatvalmethode. De plaat of platen laat men hierbij in de reactor vallen. Dit initieert een transient in het reactor-vermogen. Deze transients hebben een karakteristiek verloop als functie van de grootte van de geinitieerde perturbatie in reactiviteit. Dit zijn oplossingen van de neutronen kinetica vergelijkingen voor negatieve stapverstoringen.

Door het opnemen van de transient en vergelijking hiervan met de berekende curven vindt men de reactiviteitswaarde van de plaat of platen, die men in de kern heeft laten vallen.

7.2

rrQ~~gYr~_~§r.

1. Start de reactor. Breng met nap F het vermogen op 100 Watt (platen B en D volledig uitgevoerd).

2. Houd het vermogen constant voor ca.

5

minuten.

3.

Reactorregeling op handbediening. Overbrug noodstop-actie en automatische terugloop.

4.

Verbreek de magneetkoppeling van de plaat B.

5. Meet het vermogensniveau op 15, 30, 50, 100, 150 en 200 sec. na het vallen van de plaat (Recorder aangesloten. op een li-neair kanaal).

6.

Bepaal de verhouding van de gemeten vermogens tot het begin vermogen voor het vallen van de plaat (verhouding van stroom-waardemvan het meetsysteem).

7.

Bepaal de reactiviteitswaarde van de plaat door vergelijking met de bekende stapresponsies.

8.

Verwijder de overbrugging van de noodstop-actie en de automa-tische terugloop (punt

3).

9.

Herbaal 1 tim

8

voor: plaat D;

plaat F van de regelpositie voor 100 watt; plaat F geheel uit (met compensatie via D); platen F en D; pla ten F en B; pla t en D en Bi platen F, D en B; platen A, C en E. 16

(17)

-8.

BEVEILIGING TEGEN TE HOGE VERMOGENSNIVEAUS.

;g:~l?~r!!!I~n:L£:1.1:.

8.1

Inleiding.

Dit is een experiment om te controleren of bij het oplopen van het vermogen automatisch een geleidelijk invoeren van neutronen-absorptiepla ten plaa tsvi nd t wanneer het vermoge:aa een ing esteld niveau overschrijdt (125% nominaal vermogen) en bij een hoger niveau automatisch een noodstop geinitieerd wordt (150% nominaal vermogen) •

8.2

Procedure E11P.

1. Plaats het vermogensniveau voor de noodstop op 150 Watt. 2. Start de reactor. Regel het vermogen voor ca. 5 minuten

op 100 watt.

3.

Trek nap F uit de kern tot het vermogen toeneemt met een reactorpe ri ode van ca. 125 sec.

4.

Laat het vermogen oplopen tot 125 watt en controleer of automatisch invoeren van boralplaten plaatsvindt, op dit niveau.

5. Regel het vermogen voor ca. 5 minuten op 100 watt. Overbrug de automatische terugloopactie.

6.

Trek nap F uit tot het vermogen toeneemt met een reactorperi-ode van ca. 125 sec.

7.

Laat het vermogen oplopen tot 150 watt (lineair kanaal VIII) en controleer of een automatische noodstop plaatsvindt op dit niveau. Wanneer dit niet zou gebeuren, initieer dan een noorlstop met de hand op 200 watt. In dit geval niet verder experimenteren voordat de fout in de apparatuur gevonden is.

8.

Verwijder de overbrugging van de terugloopactie.

9.

BEVEILIGING TEGEN TE KLEINE POSITIEVE PERIODEN EN RET REAKTOR-VERMOGEN.

£:~l?~E!!!}~!!t._~l~·

9.1

Inleiding.

Wanneer het vermogen zou gaan toenemen met een periode kleiner dan 10 sec, dan worden de neutronenabsorptieplaten op de kopse kanten van de kernbakken automatisch in de reactor gevoerd met een bewegingssnelheid van 210 mm/min. Zou de periode van zu lk een excursie kleiner zijn dan 5 sec, dan vindt automatisch een noodstop plaats, waarbij alle neutronenabsorberende platen in de reactor vallen met een valtijd van ca. 0,5 sec.

Dit experiment is een functionele beproeving van deze be-veiliging. Om veiligheidsredenen worden de bovengenoemde instellingen veranderd in 100 en 50 sec. Na de beproeving worden de waarden 10 en

5

sec. weer ingesteld, waarna

alleen een controle op de automatische invoer van neutronen-absorptieplaten uitgevoerd wordt bij een periode kleiner dan 10 sec.

(18)

-9.2

E!9£~2~!~_~1~E~

1. Plaats het vermogensniveau voor de noodstop op 150 watt en de actie voor automatisch invoeren van nap C, D, E, F op 125 watt.

Stel de periode voor noodstop-actie in op 50 sec en die voor automatisch invoeren van nap C, D, E, F op 100 sec.

'2. Start de reactor en regel het vermogen voor ca. 5 min. constant op 1 watt. Noteer de positie van nap F.

3. Overbrug de trip plaat stop bij 30 sec.

4.

Trek nap F voldoende op om een positieve excursie met een periode van ca. 110 sec. te krijgen. Noteer de positie van nap F.

Bepaal de periode van de transient.

5. Laat het vermogen oplopen tot ca. 100 watt. Regel dan het vermogen terug tot ca. 1 watt.

6. Herhaal 2 tim

4

met kleinere perioden tot de actie

automatiscfu invoeren van nap C, D, E, F waargenomen wordt.

7.

Overbrug de trip automatisch invoeren.

8.

Herhaal 2 tim

4

met periode van 60 en daarna met kleinere peri oden tot automa ti sche noodstop waargenomen wordt.

9.

Verbreek de overbruggingen ad

3

en

7.

10. Stel de peri ode voor noodstop-actie in op 5 sec. en voor invoeren nap C, D, E, F op 10 sec.

11. Herhaal 2 tim

4

voor perioden van 20 sec, 15 sec. en kleiner tot automatisch invoeren van nap C, D, E, F wordt waargenomen.

12. Stel reactor uit bedrijf. 10 KOELWATERVERLIES.

~~E~E!~~~~

__

~_2_~

10.1 Inleiding.

Een van de acties bij een noodstop is het openen van de pneumatische afsluiters 01-v6 en 01-Vll, waardoor het water uit de kernbak wegloopt naar de opvangtank 01-Dl. Het doel van dit experiment is na te gaan hoe groot en snel de reactiviteitsreductie is die hierdoor veroor-zaakt wordt.

Tevens wordt bij dit experiment nagegaan wat de responsie van de reactor is wanneer de circulatiepomp, 01-P1, van het primaire circuit stopt en het water langzaam uit de kernbakken wegloopt.

10.2 Er2£~gYr~_~2E~

1. Start de reactor. Regel het vermogen constant op 100 watt met nap F (B en D uitgevoerd) gedurende ca. 5 min. 2. Overbrug noodstopacties en automatische terugloop. 3. Open afsluiter o1-v6 en start stopklok.

4.

Noteer het vermogen (log. kanaal) op 15, 30, 50, 100 en 200 sec. na de verstoring.

5. Verbreek de overbrugging van de noodstop-acties en van de automatische terugloop.

(19)

6. Herhaal 1 tim

5,

waarbij bei de kleppen 01-v6 en 01-V11 geopend worden.

7.

Herhaa1 1 tim

5

waarbij geen k1ep geopend wordt maar de circu1atiepomp 01-P1 gestopt wondt.

11. DE NEUTRONENFLUXVERDELING.

!l~p~rt.!!}~g~_~1Q.:.

11.1 Inleiding.

De neutronenfluxverdeling wordt gemeten met de activerings-methode waarbij folies, zowel met als zonder cadmium bekle-ding geplaatst worden:

a. tussen de splijtplaten A6 en A7. b. tussen de splijtplaten c6 en C7 c. tussen de splijtplaten F6 en F7 d. rond de oostbak

e. in de grafietuitsparingen voor de neutronenfluxsensoren f. in de drie verticale grafietpluggen

g. in het midden van de doorlopende kanalen

h. op het einde bij de reactorkern van de 4 radiale kanalen i. tussen de dummyplaten van de westbak A6 en

A7

j . idem c6 en C7 k. ideo F6 en F7

1. volgens een bepaald patroon in de thermische kolom m. tegen de kernwand in het bassin

Alle folie s worden zoveel mag elijk geplaatst in hetzelfde horizontale vlak.

11.2 ErQ£~g~r~_~1Q~.

10.1 Plaats de folies in de reactor

10.2 Start de reactor. Regel het vermogen af op 10 watt met nap F (B en D uitgevoerd).

10.3 Houd het vermogen constant voor ongeveer 1 uur. 10.4 Stop de reactor.

10.5 Verwijder de folies en bepaal de activatie van de fo lies.

10.6 Bepaal uit de resultaten de neutronenfluxverdeling. 1007 Zonodig opnieuw aanpassen van meetsystemen voor het

reactorvermogen.

10.8 Wanneer dit het geval is neutronenfluxmeting herhalen voor de kernbak.

(20)

-12 DE CAVITEITSCOEFFICIENT.

;g;~l?~ri!!'~n:L~§:.

12.1 In1eiding.

De caviteitscoefficient wordt bepaald uit de reac~

tiviteits-absorptie veroorzaakt door het plaatsen van een hoI stuk perspex tussen de splijtplaten. Dit wordt herhaald voor verschillende posities in de kern. De reactiviteits-absorptie wordt bepaald met behulp van de gecalibreerde regelplaat F. Het volume van het perspex wordt zodanig gekozen dat de te ver-wachten hoeveelheid geabsorbeerde reactiviteit ca.

0,10% bedraagt. Controle op deze meting zal plaatsvinden met een stuk perspex met dezelfde dimensies, maar zonder caviteit.

12.2 Er2£~£~£~_~§E~

1. Verwijder element A uit de oostbak van de kern. 2. Plaats een hoI of massief stuk perspex tussen de

3.

Plaats het element weer in de kern

4.

Start de reactor enregel het vermogen op 10 watt

met nap F (B en D uitgevoerd).

5.

Bepaal de positie van nap F.

6.

Herhaal deze procedure, waarbij het perspex geplaatst

is tussen

A6

en

A7.

7.

Idem tussen Al en A2.

8.

Idem tussen Cl en C2.

9.

Idem tussen

c6

en

C7.

10. Idem tussen C11 en C12.

11. Bepaal uit de meetresultaten de caviteitscoefficienten

van reactiviteit voor bovengenoemde posities.

12. Herhaal

9

met massief stuk perspex.

(21)

-13 DE TEMPERATUURSCoEFFICIENT.

~~D~r1w~nt_~2~

13.1 Inleiding.

De temperatuurscoefficient wordt bepaald uit de geabsorbeerde hoeveelheid reactiviteit bij het verhogen van de koelwatertem-peratuur.

De temperatuur van het koelwater wordt verhoogd door verwar-mingse1ementen in de opslagtank voor het primaire water. De reactiviteits-absorptie wordt gevonden uit de positieve verandering van de gecalibreerde regelplaat F, waarmee het vermogensniveau constant gehouden wordt op 10 watt.

13.2 frg£~QYr~_~2~£

1. Start reactor en breng het vermogen op 10 watt met nap F (B en D uitgevoerd).

2. Bepaa1 gemiddelde watertemperatuur in de kernbak. 3. Noteer de massastroom in het primaire circuit. 4. Noteer de positie van nap F.

5. Rege1ing van het reactorvermogen op automatisch met nap F.

6.

Stel de temperatuur-regeling van de opvangtank 01-D1 in op 400

c

_{en noteer de tijd op al1e temperatuur recorders.}

7.

Noteer na deze starttijd iedere 5 minuten de stand van nap F.

8.

Breng alle temp~raturen en de stand van nap F als functie van de tijd in grafiek en bepaal de tijdconstanten van tempera-tuursveranderingen.

9.

Wacht minimaal cen tijd van

6x

de grootste tijdconstante van de temperatuursveranderingen.

10. Bepaa1 gemiddelde temperatuur in de kernbak en de positie van nap F.

11. Herhaal 4

tim

10 voor 35°C, 30oC, 25°C (zover mogelijk i.v.m. de omgevingstemperatuur).

(22)

14 AUTOMATISCRE REGELING VAN RET VERMOGENS NIVEAU BIJ EENBAKS-ATHENE-KERN.

~~E~!:~!:1~~!_~22

14.1 Inleiding.

In figuur 11 is het principe gegeven van het regelsysteem voor het vermogensniveau van de reaktor Athene.

Bij het eenbaksbedrijf zal een beproevingsexperiment worden uitgevoerd om informatie te verkrijgen voor het optimaal af-regelen van dit systeem.

Met de hierbij verkregen kennis zal in een later stadium een nieuw beproevingsexperiment worden vastgelegd voor het twee-baksbedrijf.

14.2 De beschrijvende functie van het regelsysteem.

In experiment Athene E17 d.d.

4-4-1968

zie paragraaf

15

is de beschrijvende funktie gemeten van het regelsysteem. Op de ingang van de vermogensafwijkingsversterker (~itgang

lineair meetkanaal VIII), in figuur

11

aangeduid als N, werd hierbij een sllinu8vormig signaal ingevoerd, dat gesuperponeerd was op een gelijkspanning.

Deze gelijkspanning die het vermogensniveau voorstelt, werd kompenseerd met de potentiemeter, die de waarde No' het ge-wenste vermogensniveau, bepaald.

Voor verschillende frekwenties en amplitudes zlJn de responsies van de regelplaat nap F gemeten en de fundamentele harmonische van deze nietlineaire signalen bepaalt.

Hieruit is de amplitude-versterking en de faseverschuiving bepaald die tezamen de beschrijvende funktie A(s,e) van dit systeem vormen met als onafhankelijke variabelen de frekwen-tie (s) en de amplitude (e) van het sinusvormig ingangssignaal. De resultaten van deze metingen zijn gegeven in fig. 12 en 13,

voor de bij de LFR-reaktor te Petten empirisch bepaalde in-stelling van het systeem.

14.3 De "nulvermogen"-overdrachtsfunktie voor de reaktor.

Met het automatisch regelsysteem wordt het vermogensniveau van de reaktor constant gehouden. De overdrachtsfunktie voor een reaktor op laag vermogen, kritiek of subkritiek, kan voor een eenpuntsbeschrijving van het dynamisch gedrag worden gegeven als:

R(s) =

_-=--_~fl

/1/

~~

I:.

fl.-j

~

A

+ 1 (s +

~i)

~

waarin:

~

i = fraktie vertraagde neutronen van de ide groep. Ai

=

vervalkonstante van deze ide groep

(23)

variaties in reakti vi teit.

generatietijd voor thermische neutronen

reaktiviteit bij een subkritieke reaktor, deze is 0 voor een kritiek reaktorsysteem.

1\=

fo=

A;P=

Ii. N =

_"

nukleair vermogen.

/2/

De numerieke waarden van deze parameters, aangenomen bij de bere-kening van deze overdrachtsfunktie zijn gegeven in tabel 1.

Tabel 1

Nurneri eke waarden van enige Athene parameters.

i /~i A..,₁ ₁ (x 10- 3 ) (sek. - ) 1 0,25 1,25 10- 2 2 1,60 3,15 10- 2 3 2,15 1,54 10-1 4 2,40 4,56 10- 1 5 0,85 1,61 100 6 0,25 1,43 101

J3

=

7,5 10-3

A

=

1,5 10- 4 sek.

In fig. 14 Z1Jn de berekende overdrachtsfunkties van de een-baks-Athenereaktor cegeven voor het systeelJlPo= -2jJ subkri-tiek (A en D) en krisubkri-tiek op laag vermogen (B en C).

14.4 De stabiliteitsanalyse.

De stabiliteitsanalyse kan semi-lineair worden uitgevoerd met het koncept van de beschrijvende funktie voor het niet-lineair

regelsysteem.

In figuur 14 zijn de overdrachtsfunkties gegeven die hierbij van belang zijn. Voor de reaktor met automatische regeling geldt:

R (s)

(24)

Instabiliteiten zullen optreden wanneer F (s,e) oneindig groot wordt.

Bij een kritieke reaktor wordt RCs) oneindig groot voor s naderend tot nul, zoals blijkt uit de formule en te zien is in figuur

4.

In dit geval echter nadert F tot llA, met een eindige waarde voor s naderend tot nul.

F kan tevens oneindig groot worden wanneer de vektor funkt ie

RA gelijk wordt aan -1 + jO, waardoor de noemer nul wordt. De kondities, waarbij dit mogelijk is, zijn zodanig, dat daarbij de funktie R niet gelijktijdig naar nul nadert. Ret onderzoek naar de voorwaarden, waarvoor de noemer nul wordt is de uit de regeltechniek bekende analyse van de zogenaamde openloopfunktie, in di t geval RA. Zoals eerder gesteld,is A niet aIleen van frekwentie afhankelijk zoals R,

maar tevens een funktie van de ingangsamplitude.

Dit onderzoek is uitgevoerd in een bodediagram. In figuur

16 is de amplitude~versterkingen de fase gegeven van de funktie RA, voor 3 waarden van de ingangs-amplitude

=

A NIN_o is

0,5

2j en 6

%

eff.

Instabiliteit zal optreden wanneer de versterking~ 1 is en de faseverschuiving -180 graden.

In figuur 16 is te zien dat voor versterking 1 de fasemarge d.i. de extra verschuiving nodig om -180 graden te bereiken, positief is, terwijl voor die frekwentie waarvoor de fase

-180 graden is~de versterking kleiner is dan 1, dus een posi-tieve versterkingsmarge d.i. de faktor waarmee de versterking nog mag worden opgevoerd voordat de waarde 1 bereikt is.

A.l s funktie'van de ingangsamplitude zijn in figuur 17

uitgezet de fasemarge, de versterkingsmarge en de frekwentie waarbij een versterking 1 optreedt.

Bij extrapola ti es naar.b. _{N/N o}

=

0 blijkt dat zowel de ver-sterkingsmarge als de fasemarge positief blijven. Op grand hiervan kan het systeem als stabiel beschouwd worden. Bij het opvoeren van de versterking zal de funktie die de versterkingsmarge in fig. 16 en 17 aangeeft lager komen te liggen en deA NINo - as snij den rechts van de oorsprong bijv.

1%.

Op dit snijpunt zal de richtings-coefficient posi tie f zijn.

In dit geval mag een autonome oscillatie verwacht worden van amplitude

1%

en een frekwentie aangegeven door de funktie die in deze situatie de frekwentie geeft bij versterking 1. Voor een amplitude groter dan

1%

is voor dit hypothetisch geval de versterkingsmarge positief, waardoor deze amplitude weer teruggebracht wordt op deze

1%.

Dit is een duidelijk geval van een stabiele limietcyclus in het fasevlak.

(25)

14.5.

Veiligheidsaspekten.

In het voorgaande is aangetoond dat het regelsysteem bij deze afregeling stabiel zal zijn.

Op grond hiervan wordt het veilig geoordeeld om de automatische regeling voor het nukleaire vermogen desgewenst zondermeer in te schake1en. De procedure hiervoor is vastgelegd in de bedrijfsvoorschriften.

Tevens wordt gesteld dat voor een positieve versterkings-marge bij grote amplitudes het accepteerbaar is, dat deze voor kleinere amplitudes negatief wordt. Er zal dan een sta-biele autonome oscillatie ontstaan.

Als realiseerbaar en nog veilig wordt hierbij als een maximale

amplitude 6% eff~N/N aangehouden.

o

Voor de frekwentie van deze oscillaties, welke in de orde van 0,3 Hz kunnen zijn, worden geen restrikties nodig geacht. 14.6 Experimenteel programma voor het regelsysteem.

Hoewel is vastgesteld dat het systeem stabiel is, z~Jn de

versterkings- en fasemarges toch zodanig dat verwacht wordt dat het transient gedrag na verstoringen in het systeem niet zo bevredigend zal zijn.

Dit is zeker geen onveilige situatie, maar voor de bedrijfs-voering toch minder prettig.

Een wijziging in de afregeling van dit systeem zal dus nodig geoordeeld kunnen worden.

Voornamelijk om deze reden, maar tevens om de regeltechnische interesse in dit systeem en niet in de laatste plaats om een aantal zinvolle stage opdrachten voor studenten te kreeren zal het volgende programma worden afgewerkt.

14.6.1 Na kritiek worden van de reaktor de automatische re-geling bij huidige instellingen inschakelen volgens de bedrijfsvoorschriften (ref. 6).

14.6.2 Met de reaktor niet in bedrijf zal de beschrijvende funktie van het regelsysteem worden bepaald voor een aantal afregelingen van het rege1systeem volgens de procedure E 17 P (zie paragraaf 15).

14.6.3 Na analyse van de meetresu1taten vo1gens de methode

aangegeven in de punten 14.2 tim 14.4 zal het systeem

bij reaktorbedrijf worden beproefd met inachtneming van het geste1de in punt 14.5 en de hie rna volgende opmerkingen.

14.6.4 Opmerkingen.

1 Het inschakelen vindt steeds plaats vo1gens de bedrijfs-voorschriften.

2 Er worden geen regelinstellingen gewijzigd tijdens reaktorbedrijf.

3 Er worden geen regelinstellingen beproefd met de reaktor, welke vooraf .niet geanalyseerd zijn

(26)

4.

Het gedrag van de reactorregeling zal worden bepaald met de nukleaire instrumentatie, alsmede met een extra neutronenflux meetkanaal, met een snellere . recorder.

5.

Bij het optreden van autonome oscillaties van een hoge frekwentie en een grote amplitude, kan het nodig zijn om de automatische akties op te kleine positieve perioden tijdelijk te overbruggen. In deze gevallen begint zulk een meting met deze overbruggingen en eindigt steeds met de verwijdering hiervan.

De beveiliging bestaat dan uit:

• Automatische akties op te hoge vermogens niveaus, en

uit:

• Automatisch invoeren van all€ nap's wanneer de ver-mogensdeviaties van het ingestelde niveau groter zijn dan 10%. Voor een sinusvormig signaal komt dit overeen met een effektieve amplitude van

6%.

(27)

-15

BESCHRIJVENDE FUNKTIE BEPALEN V AN HET REGELSYSTEEM VOOR HET REAKTORVERNOGEN.

~~rt!ll~njt_~15.s.

15.1.

Inleiding.

Voor het antwerp van een simulator van het reaktorsysteem ATfIENE is het noodzakelijk om het dynamisch gedrag, te weten van het regelsysteem voor het reaktorvermogen. De doelmatigheid van het regelsysteem bij een tweebaks-bedrijf~ waarbij slechts

een

n-flux detektor gebruikt wordt, is eveneens onderwerp van studie.

Voor het tweebaksbedrijf is een dynamisch model afgeleid. Hie rme e en met de beschrijvende funktie van het regel SyST teem voor het vermogen zal een stabiliteitsanalyse worden

uitgevoerd. .

15.2.

Meetmethode.

Het regelmechanisme is een niet-lineair systeem. Op de in-gang van het regelsysteem zullen harmonische oscillaties worden geintroduceerd over een bepaald frekwentie interval en bij verschillende amplitudes. Van de responsies hierop van de regelplaatposities1worden fourierare.lyses gemaakt. De verhouding van de amplitudes van de fundamentele har-monische en die van het ingangssignaal, alsmede de fase-verschuiving hiertussen, vormen de beschrijvende funktie van het systeem. Deze is een funktie van de amplitude van het stoorsignaal.

15.3.

0pgepast.

De versterking zal omgekeerd evenredig zijn met de frekwen-tie. Dus bijlage frekwentie zal, praktisch onafhankelijk van de ingangsamplitude, de responsie een grote amplitude he"bben.

Deze amplitude kan zo groot zijn dat de regelplaat in onder-en in bovonder-enstand in eindpositie komt. Dit is te zionder-en aan de desbetreffende signalering op de lessenaar. Wanneer dit plaatsvindt moet bij deze lage frekwentie niet gemeten worden en dient men de frekwentie te verhogen tot dit niet meer het geval is. Men kan verwachten dat in het laatste geval de regelplaat ook niet meer in de eindstanden zal lopen bij het opvoeren van de amplitude van het ingangs-signaal. Men moet er echter wel op verdacht blijven. Deze metingen mogen alleen worden uitgevoerd zander splijtstof in de kern.

15.4.

Procedure

E17P.

I

1. Sinusvormig stoorsignaal met amplitude instelbaar tussen 0 en 0,5V, superponeren op een gelijkspan-ning van -5V.

2. Dit signaal invoeren op de ingang vam de vermogens-afwijkingsversterker; J2-A van tekening PY 8035/00.

\

3. Met amplitude

°

de

-5V

spanning kompenseren met de niveau instelling op de bedieningslessenaar.

(28)

4.

Sehakel reaktor in bedrijf en breng volgens de bedrijfsvoorsehriften nap -F 50% uit de kern. 5. Neem als uitgangssignaal van het regelsysteem de

spanning op de meter van de standindikatie van nap F (0,-24v)

6. Schakel de automatisehe regeling in op nap F met regelmeetkanaal VIII.

7. Voer een sinusvormig signaal in met een bepaalde amplitude; meet de responsiej bepaal voor deze frekwentie en amplitude de waarden van de be-sehrijvende funktie.

8. Frekwentieinterval tussen 0,001 Hz en 10 Hz, waarbij de laagste frekwentie bepaald wordt door de eindstand-begrenzing van de regelplaat (zie punt 3)j en de

hoogste meetfrekwentie zal volgen uit de sleehter wordende reprodueeerbaarheid i.v.m. afnemende ver-sterkingsfaktor.

9.

Ingangsamplituden tussen 0,1 en 0,4Vj minstens 3 waarden nemen bij minimaal 3 frekwenties over het me etint erval.

15.5 Drift.

Wees bedaeht op drift effekten. Op de eerste plaats ver-oorzaakt door het moment van insehakelen bij een kontinu sinusvormig signaal. Op de tweede plaats mogelijk door a-symmetrische niet-lineairiteiten in het regelsysteem. 15.6 Eindstanden.

De operator aehter de bedieningslessenaar voIgt de res-ponsies ap de standindikatie voor nap F. Hij traeht de drift te bepalen en vast te stellen wanneer nap F minder dan 10% van een eindstand verwijderd zal zijn. Wanneer dit het geval is waarschuwt hij de experimen-tator van deze meting.

15.7 Dataverwerking.

In samenwerking tussen instrumentatiegroep en meetkamer ATHENE za de dataverwerking plaatsvinden met de T.F.A. 15.8 Presentatie van de meting.

Uiteraard in tabelvorm. Maar tevens t.b.v. de stabiliteits-analyse in een polair diagram geplot de invers beschrij-vende funktie van dit regelsysteem. De eenheden voar de versterking dienen hierbij als voIgt gekozen te worden: 1 An/n = A V/5V, waarbi j J».V de amplitude is die ingesteld

o

wordt op het ingangssignaal «0,4V> \

2 Regellengte van nap F is 52,5 em. De standindikatie geeft dit aan tussen 0 en -24 volt. Dit geeft dus 2,1875 em/volt.

(29)

3

Per cm denken we ona een reaktiviteitsverandering van a Ak/k.

4 De amplitude van de fundamentele harmonische in de responsie van het systeem meten we met de T.F.A. in volts: bV

5 In reaktiviteit geeft dit dan a 2,1875 b (Ak/k)

6 Voor de beschrijvende funktie verlangen we het uit-gangssignaal in de eenheden"" k/k/Jl , waarin'p de fraktie vertraagde neutronen voorstelt.

Bij onze meting wordt dit dus a 2,1875 b/P ( J::a. k/k/jl )

7 De versterking van de beschrijvende funktie wordt dUB (ad

8.1

en

8.6)

a.2,1875b.5 V.

P

(b.k/k/f! ) (,An/n ) o

8

Hiervan is aIleen de waarde a niet te bepalen uit de meting E17. Voor een regelplaat met eenbaksbedrijf is een totale reaktiviteitswaarde berekend van 0,65%Ak/k Nemen we een lineaire verdeling aan over de hoogte van 52,5 cm dan geeft dit voor a een waarde van

0,0065/52,5 : 0,000124 (A k/k/cm)

9

Voor de stabiliteitsanalyse is het nodig om de inverse waarden voor de versterking te bepalen als funktie van frekwentie en ingangsamplitude.

(30)

16 REFERENTIES •

• Prof. Dr. M.Bogaardt, A.Brouwers ATHENE-veiligheidarapport

T.H.E./W/ATHENE 100; januari 1967.

Prof. Dr. M.Bogaardt, A.Brouwers, Ir. G.v.Hulst

De ATHENE-reaktor voor de Technische Hogeschool Eindhoven. Atoomenergie, juli 1967.

A.Brouwers

Nukleair Beproevings-programma met ATHENE eenbakskern. Athenerapport, 23 november 1967 t.b.v. R.V.C.

Eerste bespreking reaktor veiligheidskommissie o.l.v. Prof. Dr. O.J.Poppema

RVC 68-1, 20 december 1967. A.Brouwers

Organisatie bij eerste kriticiteitsnadering van een baks ATHENE-ke rn.

ATHENE E2P2, 10 januari 1968.

Bedieningsvoorschriften reaktorinstallatie "ATH ENE " • R.C.N. 166-001-SPOOl; 22 mei 1968.

Tweede bespreking reaktorveiligheidscommissie o.l.v. Prof. Dr. P.C.Veenstra; 15 januari 1969.

(31)

Codering van kerncomponenten

Certi ficaat BP - voor de lading van de bergplaats

Certificaat RK - voor de samenstelling van de reaktorkern

Certi ficaat SH - voar de samenstelling van een splijtstofelement

17 FIGUREN. 1 Overzicht reaktor 2. Processchema

3

4

5

6 7

8

Formulier SM - voor mutatieopdracht

9 Bladzijde uit livret voor splijtstofplaten 10 Formulier voor splijtstofverantwoording

11 Automatisch regelsysteem

12 Automatisch regelsysteem;versterking van de beschrijvende. funktie. 13 Automatisch regelsysteem;fase van de beschrijvende funktie.

14 Reaktor overdrachtsfunktie gemeten aan analoog eenpuntsmodel 15 Overdrachtsfunkties van de eenbaksreaktor met regelsysteem. 16 Open loop overdrachtsfunkties van reaktorregelsysteem.

17 Reaktor regelsysteem; karakteristieke grootheden als funktie van AN/N

(32)

: I I VUJtITCftU.-wr ( i Y -"'1;)GI'I-..n~'T'l:: .·CllW'II.T~TOA !.t~.o..OIot

(i) IWmI.A.MTANOU'~

~.7)a&T~ <!JW0f6_1UtO..C:O (I.'~.ST~ @-"'UT~ @t\UII..IDG @-~r-...1MoL ~~DtwG:N.

®--...

~ITALDI~T1It (!!J---"""'~_0>.ltlN~ @ ~"'Ot-. CD _r'tOlIL. @ ~ ~ I==a. ~_{®""'-'Q:IIlll..-JIIL.M'~}

--

....

""'"""""""'-'

@---

~

....

_-@j---'""-d~

~--""""

OHIUICHT REACTOR ATHENE REACTOR _Fig. ₁

(33)

A AlARM C !tEGEL..AR I INOICAnE R R£(;OADEA S NOODUITSCH.u:ELAAA T TEMPfRATUUR F STROOM P DAUK l NIVEAU o GELEI08AARHElD INST...ENTEN

fEAST(LEmA CSOOfttj.1WEEDE LETTERF\JN:T£l

tNTREOE P'Jf'£NBUNQEl YAN REACTORHAl

lli BASSINDUMPKElOER [:S2:] ~"""AFSLUITER V1 T(RUGSLAGKlEP D.GOVlOTTtRKLEP ~ f'N[UMAflSCHIEI)I[NO H AFSLUfTtR... GESLDf[N -c: SLANGKOPP£lIHG .,>- RESTRICTIE'"l€HS J"V"V"'SLAN6

.ff

C£NTRIF'U~A1.POH"

IND(UNG OERSVSTl:£MNUMM[AS 01 PRIMAIAKO[LWATER5Y'STEEH 02 PIlIINAIAI(()(LWAT9tREINIGlMGSSVSTEEM 01 SECUNDA/R KQElWillTERSVSTlElEM llI. 8ASSINWATER OUMPSVSTI[EH OS IUSSlNWArlRAElNlGI1IIG5SVSTEEM 01 ONTlUCHTING- EN AFTAPSYSfI:(M

07 AfVAlWATER BEHANDELlNGSSY'STEEM

\II PERSllJCHTSYSTEEM

®g:C:::E~~IN:;fA~~N~~lEN

tfi\PLAATSEL'JICAFG£l£UN GROOTH£tO

\.!JMET RANGNUMMER IJ&-L11-1"f,1 07-lH'h~ ::~~DELlHGSSVSTEEM AF\M.lWATER ll'-L7-2"" 117-lS-Z" _8EHANO[UHG$SVSTEEM llH1-''J,: I JOl"WERWATERl.E:IOING 04-l6-2" I07-L1-2" PROCESSCHEMA \.. --, I I I I I ~~~._~... ---.L 04-01

It'SSINOUMPTANIIl Ji....

11 I I I

lLlt

I

C'

'~

os-" ~~",p 03001 kD(LWATfR BLFFERTANK 1001 Ol-t2-'" 03-U-l" 04-U-2' \..1~I"I"_{~ ~ ~} ~ • 'r-,---J I I I I ____ I

...

", ='H~

..

" i: 05·511 IONENWISSEliU.A Q5-LH" it!1~ OS-L3-'" .~ Ol'll"" 04-Rl 8A.SSIN I L---.!'~~~~_ - - - l I I I I I I I I I I I \.. ATHENE REACTOR

~

l~_

(34)

o

z

N

w

GRAFIET

-KOLOM

rD (,"'j

w

..,

_.

.",.

-

....

G

@

O~

I

NAP

B

~ill;t~~

NAP

0 OA

08 1119_~_1

123 12

00 DE

OF

NAP

F

~~~!m.

Q

G') -0 a

g

(;) 'iJ ~

~o

~,"'~'

,{ I

" - - -

I

Q

:.:;';,'., 'J.IS '"' .~,~ l-;

IY~~III

12 321

we

WD

\IV E

WF

NAPAI

~

NAP

E

~o

_fWA

1 g

,_._-

.~~

I ( !

I

,

~ ~

'NATE"R

-BASSIN

OPSTELLING

VAN

KERN KOMPO NENTE N

LO.J]

BWDBO

: splijtstofelement

: bestralingskanaal

: idem doa

r

gaand

: idem in

grafietkolom

Z,

NAP: neutronenab.sorptieplaal

w-/o-GS-:gratietstaaf

B--GP-:

grafietplaat

(35)

BG-B D

c

A LADING BERGPLAATS 7 6 5 4 3 2 1 NOORO

I

Lading:

B.P.

Bijzonderheden:

I

Datum

-I

tijd Naam

.I

I

Handtek.

I

(36)

I/il:f

CERTfFI

KAAT

....~~

If''~>0~_v~~ _{SA MENSTELLING REACTORKERN}

~~

t,~:?~

ATHENE REACTOR

_I

Fig.

6 ITO

G")

..,

cu CD ... G">

to

\

- - - B.Z.O.

\

D.F.

D.E. 0.0. D.C.

-

G) "'U ~

o

_G.S.M. WF.

W.E.

Wo.

WC.

~ t.U

...

(J) .., cr OJ l.f\ l/l CD (;>

z

O.B.

o

G.S.O. OA.'--_ _....

'---we.

o

G.S.w. '--_ _.... WA.

o

1llll

aN.D.

0 YI

/

.

. DBa

NOORD

~

0

aNW.

:rrrO

OBW\ \

.

Lading:RK

I

Bijzond erh ed en;

Datum

-I

)

tijd Naam

.I

I

Handtek.

I

Gezien

I

hfdAl"HENE .

(37)

it!!J1Jt'

SPLIJTSTOF' HOUDER

_ino.

...

~

~j~~< -.J

~,~_"" LADINGS

-

_ISH

'"

_CERTI_FIKAAT

ATHENE REACTOR

I

blad

Positie plaatkode

gram

U23S

1 2 3 4 6 7 8 , 0

"

12 tota at "gewicht U_23S B ij Zonderheden :

I

gram

~ - - . l Dafum Naam Handtekening

"--_ _1

tijd

(38)

MUTATrE OPDRACHT ATHENE REACTOR Opdracht aan Datum tijd Opdr acht

=

Ino.SM 'akk oord hoofd ATHENE: Opdracht uitgevoerd. R.K

I

Ingevuld Datum r--B _ P . = '

:::::;--_f

aanvangstijd

1

S.H

I

-;::::::=::::::=:

1

t ijd beeindigi n 9 Bijzonderheden: Handtekening Gezien

(39)

Bijzonderheden

..

SPlUTS TO F PLAAT

GRAM U'23S

ATHENE REACTOR blad:

Datum Hou er Opbergplaats Reactorkern Kw uur totaal

no. "DOS. _, '.

I

;

.

i

I

,

I

(40)

.,; ....;

SPlUTSTOFVERANTWOORDING

IN GRAM

MEN U

235

ATHENE REACTOR blac:l no:

Datum T",jd Opbergplaats Kernbak 0 Kernbak W Kw uur Diversen

..

.

l

.-.

,

<

.

I B 10

(41)

aandrijf -mechanisme NAP E aandrijf-mechanisme NAP f

:

kern I I I 1 I I (west) I I reactor

ioni sat ie kamers

I : kern I I 2 I I(OOSt> I lineair -mee tkanaal III lineair-meetkanaal YI1I , cnlll CC . - Q) - ' tTl::J Q;0tO ~E" VI ... > C QJ'-._ > C

,

vermo,gens - afwiJkings-vers terker laag -doorl.:lat

Fit

ter ... rtl rtl C regel -vers terker

(42)

1

in9angssignaal~N

eff(io)

No

A:O

=

6 B:+

=

4

c:

0 =

4

D : A

=

1 E : 0 '= 0.5 0.1

,

0.1 n01 0,01

frekwentie

(HZ)

AUTOMATISCH REGElSYSTEEM VERSTERKING VAN DE: BESCHRIJVENDE FUNCTIES ATHENE REACTOR

(43)

'-50

-10

A: 0 ::: 6 B: X

=

4

c: •

=

2 D: A

=

1 E: 0

=

0.5 -.I.

10 . Frekwentie (Hz)

c cu "0 to L-en

-150

-200

AUTOMATISC H RE.GELSYSTEEM FAS E VAN DE \ '

(44)

lOa

\,

_.

_,

'x..

"

_%, '-

'

... . ' ...- -e-':Sr VERSTERKING ;,""

",,""

.'-",,;'

..

""

• • • KR1TlEKE REACTOR X X X. REACTOR 2/3 SUBKRlTlEK _ _ v A . \ L -V _ _ - - - -~..lL ~

__

~ _ . ~

:..

....-;0:--

,- -

" " " , ; q ; ; - - _ V ~~---~ ... .", FASE -~ ~" , .",.",,,,, - ' ,

'~~

1\ B -_.... , " ~-

,

; ' ; '

~"

"

-3 10 Fr ekwentie (Hz) i< )(

.~~

~ L-OJ ~

.

~

-

- 4" )( X >

-x--1 10 o 10 -120 -40 -60 -20 c: OJ-80 ""0 ro L-en OJ \J'l ~-100 REACTOR OVERDRACHTSFUNCTIES GEMETEN AAN ANALOOG

EENPUNTSMODEL

ATHENE REACTOR Fig.14.

. "

(45)

./.3

of. ---..

./.3-

_reactor

R

N:

',,',' ~2ii" £Jii"JLa&a;II/·'.~::<V ,

A

automatisch regelsysteem

R

F

=

1+ RA . d

react or met' . " " -.<;>;.\lP

regellng'_~

'Sl:::4i!JI!l Lc,.;n SJ, ..n,,,,,,,,,,,,,,,,,,,.,_><=_"",,,,,",' ",,"

.",;;;~

...

...,.H"'''

OVERDRACHTSFUNKTlE S VAN DE EENBAKSREACTOR MET REGELSY5TEEM

(46)

FASE

"

,

OPENLOOP OVERORACHTS-FUNCHES 'VAN REACTOR-REGEL SVSTEEM

"

AN/N• 0.5% eff 2 6 marge 0.5% 2% 6% vers terkin a 18 55 17 fase -750 -115° _900 ODD

..

0 0 0

'.

VERSTERKING

10

1L...,,---_l.---.L---.JL...l--l.-..L..LJ..L--,--_-L-_.L..-...L-..J-.-I--'-.l-1-I 10-2 Frekwentie (Hz)· 10·

,Oo..C\

/

,p-,

\

//

'

\ 101.0... ... I

cI

1t,

~

r

l)~

\

I I ,

~

I I

a

\

'1-/

"

\ \

rI

).,

\

"

_q

C\

_\

\

~

\ "\ \ \ \ \ \ \ \ \

~

\

\)

\

\"

\ \ \ \

,,\

\ ~ \

"

\ \ fmQ5 ~\ \ '\

,

\ \ \ \ o ' , \ \ 10 I----~r_-~"w_-.J..l:!loo_./;;:_--__'._\ir_-=- 0.5 -150

-60

-120 -180 -90

-210

1l5'

... c-2L.0 Q) "'0 ru CTl L.. _C en _.:::r:. .... Q) Q) ~ VI VI ru .... lJ... Q) -270 >

(47)

0.2

20

r " ' - 1 . - - - . - - - , - - - r - - - , - - - - , - - - , - - ,

•

vers terkings marge

~se marge

Frekwentie blj vers terking

dode band

1

voor

t:.%o --

0

0.32

<

f ( 0.4 Hz +

.-.

0 - 0

+-+

16 12

e

+~

~ 0 4

/

_+---+

en

•

c

./

'..i: l -eu _-r 1Il I I -" nJ

.,

> /.. ~ 0 0 2 6

t:.

~N ( 0I0 eff. ) 0 REACTORREGELSYSTEEM

KARAKTERISTI EKE GROOTHEDEN

ALS FUNCTIE VAN

t:.%o

60

90

180 150 120 0.1 N :r: c eu ~30 -'- Iil C l -eu en

3

_eu .::s:_eu 1Il co l -lL lL 0

a