RU2328780C1 - Способ автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора - Google Patents

Способ автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2328780C1
RU2328780C1 RU2006138389/06A RU2006138389A RU2328780C1 RU 2328780 C1 RU2328780 C1 RU 2328780C1 RU 2006138389/06 A RU2006138389/06 A RU 2006138389/06A RU 2006138389 A RU2006138389 A RU 2006138389A RU 2328780 C1 RU2328780 C1 RU 2328780C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
signal
current
reference signal
power level
signals
Prior art date
Application number
RU2006138389/06A
Other languages
English (en)
Inventor
Виталий Всеволодович Гусев (RU)
Виталий Всеволодович Гусев
Original Assignee
Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" filed Critical Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля"
Priority to RU2006138389/06A priority Critical patent/RU2328780C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2328780C1 publication Critical patent/RU2328780C1/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к способу автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора. Способ заключается в том, что управление осуществляют на уровне мощности, составляющей величину менее 1% от номинального значения мощности ядерного реактора путем перемещения стержней-поглотителей автоматического регулятора мощности по сигналу рассогласования между текущими сигналами датчиков плотности потока нейтронов, работающих в импульсном режиме, и опорным сигналом задатчика уровня мощности. При этом импульсные текущие сигналы динамически усредняют с помощью микропроцессорного контроллера, выбирают из них максимальный по величине сигнал либо формируют сигнал, равный их среднеарифметической величине, и перед сравнением с опорным сигналом последовательно преобразуют полученные цифровые сигналы в аналоговые и токовые. В качестве опорного сигнала используют импульсные текущие сигналы, полученные в отсутствии возмущения плотности потока нейтронов, которые динамически усредняют с помощью микропроцессорного контроллера и формируют цифровой опорный сигнал, равный их среднеарифметической величине, который вводят в «память» контроллера на заданное время, а затем последовательно преобразуют его в аналоговый и токовый сигнал для передачи в задатчик уровня мощности. В результате оперативно уменьшается (в режиме реального времени) положительная реактивность, которая может возникнуть в случае локального или общего увеличения коэффициента размножения нейтронов активной зоны подкритического ядерного реактора. 1 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к способу автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора, и может быть применено для оперативного (в режиме реального времени) уменьшения возмущения реактивности, вызванного, например, при перегрузке поглощающих или других элементов активной зоны ядерного реактора, находящегося в заглушенном состоянии.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ автоматического управления ядерной реакцией ядерного реактора путем перемещения стержней-поглотителей автоматического регулятора мощности по сигналу рассогласования между текущими сигналами датчиков плотности потока нейтронов и опорным сигналом задатчика уровня мощности (Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. "Канальный ядерный энергетический реактор", М., Атомиздат, 1980 г., с.121-123).
Известный способ позволяет оперативно воздействовать на плотность потока нейтронов и поддерживать тем самым заданный уровень мощности в диапазоне от 1 до 100% номинального значения. В качестве датчиков плотности потока нейтронов в известном способе используют ионизационные камеры, токовые текущие сигналы которых, пропорциональные плотности потока нейтронов, суммируют и сравнивают полученный результат с опорным токовым сигналом задатчика уровня мощности. В качестве опорного сигнала используют значение плотности потока нейтронов, которое получают расчетным путем для заданного уровня мощности. В случае разницы между сравниваемыми величинами подают полученный управляющий сигнал рассогласования на привод автоматического регулятора мощности, с помощью которого осуществляют перемещение стержней-поглотителей для соответствующего их ввода или вывода из активной зоны реактора.
Недостатком известного способа является невозможность его применения для управления ядерной реакцией в режиме подкритического состояния ядерного реактора, когда его мощность составляет величину менее 1% от номинального значения. Это объясняется узким диапазоном работоспособности (около двух декад) автоматического регулятора мощности.
Задачей настоящего изобретения является создание способа автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора, использование которого позволит расширить диапазон работоспособности автоматического регулятора мощности и тем самым повысить ядерную безопасность заглушенного реактора путем оперативного уменьшения плотности потока нейтронов, величина которой может возрастать, например, при перегрузке поглощающих элементов или при "самоходе" стержней регулирования.
Техническим результатом настоящего изобретения является оперативное уменьшение (в режиме реального времени) положительной реактивности, которая может возникнуть в результате локального или общего увеличения коэффициента размножения нейтронов активной зоны подкритического ядерного реактора, приводящего к возрастанию плотности потока нейтронов.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе автоматического управления ядерной реакцией ядерного реактора путем перемещения стержней-поглотителей автоматического регулятора мощности по сигналу рассогласования между текущими сигналами датчиков плотности потока нейтронов и опорным сигналом задатчика уровня мощности, управление осуществляют на уровне мощности, составляющей величину менее 1% от номинального значения мощности ядерного реактора, при этом текущие сигналы получают в импульсном режиме работы датчиков, импульсные сигналы каждого из которых динамически усредняют с помощью микропроцессорного контроллера, выбирают из них максимальный по величине сигнал либо формируют сигнал, равный их среднеарифметической величине, и перед сравнением с опорным сигналом последовательно преобразуют полученные цифровые сигналы в аналоговые и токовые, а в качестве опорного сигнала используют импульсные текущие сигналы, которые получают в отсутствии возмущения плотности потока нейтронов, затем динамически усредняют с помощью микропроцессорного контроллера и формируют цифровой опорный сигнал, равный их среднеарифметической величине, который вводят в «память» контроллера на заданное время, а затем последовательно преобразуют в аналоговый и токовый сигнал для передачи в задатчик уровня мощности.
Изобретение поясняется чертежом, на котором представлена функциональная схема устройства, реализующего способ автоматического управления ядерной реакцией.
Устройство содержит датчики плотности потока нейтронов (на чертеже показан один датчик), в качестве которых может быть использована высокочувствительная камера 1 деления, выход которой соединен со входом регистрирующей аппаратуры 2, выход которой соединен с входным портом П1 микропроцессорного контроллера 3, остальные входные порты П2 и П3 которого связаны с выходами задатчика 4 данных, в качестве которого может быть использована персональная электронная вычислительная машина. Выходной порт П4 микропроцессорного контроллера 3 соединен с входом цифроаналогового преобразователя 5, выход которого связан с входом токового преобразователя 6, выход которого соединен с входом задатчика 7 уровня мощности автоматического регулятора мощности (далее задатчик 7 уровня мощности АРМ). Выходной порт П5 микропроцессорного контроллера 3 соединен с входом цифроаналогового преобразователя 8, выход которого связан с входом токового преобразователя 9, выход которого соединен с входом блока 10 автоматического регулятора мощности (далее блок 10 АРМ), выход которого соединен с блоком 11 сравнения автоматического регулятора мощности (далее блок 11 сравнения АРМ). Выход задатчика 7 уровня мощности АРМ соединен с блоком 11 сравнения АРМ, выход которого связан с приводом 12 автоматического регулятора мощности (далее привод 12 АРМ), который соединен со стержнями-поглотителями 13 автоматического регулятора мощности (далее стержни-поглотители 13 АРМ). Выходной порт П6 микропроцессорного контроллера 3 соединен с входом блока 14 формирования сигналов технологического отклонения, выход которого связан с входом сигнализатора 15 технологического отклонения.
Способ осуществляют следующим образом.
Производят определение величины опорного сигнала в отсутствии возмущения в активной зоне подкритического ядерного реактора. Для этого до начала процесса перегрузок в режиме квазистационарного состояния подкритического ядерного реактора стержни-поглотители 13 АРМ выводят на три четверти из активной зоны при погруженных стержнях ручного регулирования и при взведенных стержнях аварийной защиты (на чертеже не показаны). С помощью камер 1, которые работают в импульсном режиме, в отсутствие возмущения в активной зоне получают текущие импульсные сигналы, пропорциональные плотности потока нейтронов, скорость счета которых регистрируют аппаратурой 2. Далее импульсные сигналы подают на входной порт П1 контроллера 3, где их динамически усредняют (для каждой камеры отдельно) с учетом емкости фильтра динамического усреднения. Величину емкости задают с помощью задатчика 4 данных, сигнал с которого подают на входной порт П3 контроллера 3. Далее вычисляют величину опорного сигнала как среднеарифметическое значение полученных результатов динамического усреднения и вводят в «память» контроллера 3 на заданное время, например, на 24 часа. Сформированный в виде цифры опорный сигнал подают с выходного порта ГЦ на цифроаналоговый преобразователь 5 и далее на токовый преобразователь 6 для его преобразования соответственно в аналоговый и токовый сигналы. Из токового преобразователя 6 токовый опорный сигнал подают в задатчик 7 уровня мощности АРМ. Для исключения реакции автоматического регулятора мощности на статистические отклонения сигналов камер 1 деления задают зону нечувствительности, величину которой выбирают равной трем среднеквадратичным погрешностям определения скорости счета опорного сигнала. Выбранную величину в виде цифры вводят в «память» контроллера 3 на заданное время, например, на 24 часа (выбранное время, как правило, совпадает с заданным временем для опорного сигнала). При осуществлении перегрузок в активной зоне подкритического ядерного реактора могут появиться возмущения плотности потока нейтронов, которые регистрируются камерами 1 деления. Импульсные текущие сигналы, пропорциональные плотности потока нейтронов, поступают с камер 1 деления на регистрирующую аппаратуру 2 и далее на входной порт П1 микропроцессорного контроллера 3, где их динамически усредняют (для каждой камеры отдельно) с учетом емкости фильтра динамического усреднения. Величину емкости задают с помощью задатчика 4 данных, сигнал с которого подают на входной порт П3 микропроцессорного контроллера 3. Далее формируют текущий сигнал для его сравнения с опорным сигналом. Для этого определяют среднеарифметическое значение динамически усредненных текущих сигналов или выбирают из них максимальное значение. При превышении максимального значения текущего сигнала над среднеарифметическим значением, например, на 20% и более формируют текущий сигнал в виде максимального сигнала (в противном случае формируют текущий сигнал как среднеарифметическое значение динамически усредненных текущих сигналов). Сформированный текущий сигнал подают на выходной порт П5 и далее в цифроаналоговый преобразователь 8 и токовый преобразователь 9 для его преобразования соответственно в аналоговый и токовый сигналы. Из токового преобразователя 9 токовый текущий сигнал подают в блок 10 АРМ, откуда его подают в блок 11 сравнения АРМ, в котором производят сравнение с токовым опорным сигналом, который подают из задатчика 7 уровня мощности. В случае рассогласования между сигналами полученный управляющий токовый сигнал подают на привод 12 АРМ, с помощью которого осуществляют перемещение стержней-поглотителей 13 АРМ для уменьшения возмущения плотности потока нейтронов.
Управление ядерной реакцией подкритического ядерного реактора по максимальному значению текущего сигнала обеспечивает учет возникающих локальных неоднородностей активной зоны от разовых перегрузок, которые проявляются в пространственном эффекте - зависимости реактивности от вносимого перегрузкой возмущения поля.
В случае, если плотность потока нейтронов не уменьшается по истечении заданного времени на штатную перегрузку, и стержни-поглотители 13 не возвращены в исходное положение (на три четверти из активной зоны), вырабатывают сигнал о технологическом отклонении от штатной перегрузки. Для этого с выходного порта П6 контроллера 3 подают цифровой сигнал на вход блока 14, где формируют сигнал технологического отклонения, который подают в сигнализатор 15. Оператор, получив сигнал о технологическом отклонении, прекращает перегрузку для выяснения причины нештатного режима, и в случае необходимости (стержни-поглотители не установлены на заданное место или отсутствует поглотитель в стержне) осуществляет соответствующие меры по устранению выявленных недостатков. Если АРМ отключен, то формируют сигнал технологического отклонения по максимальному текущему сигналу, который сохранен по окончании времени на штатную перегрузку. Это существенно повышает ядерную безопасность подкритического реактора при ведении перегрузок, поскольку исключается возможность нового дополнительного введения положительной реактивности. В случае «самохода» стержня происходит аналогичная удалению стержня-поглотителя реакция АРМ с уменьшением положительной реактивности, вызванной «самоходом», с выработкой сигнала о технологическом отклонении.

Claims (1)

  1. Способ автоматического управления ядерной реакцией ядерного реактора путем перемещения стержней-поглотителей автоматического регулятора мощности по сигналу рассогласования между текущими сигналами датчиков плотности потока нейтронов и опорным сигналом задатчика уровня мощности, отличающийся тем, что управление осуществляют на уровне мощности, составляющей величину менее 1% от номинального значения мощности ядерного реактора, при этом текущие сигналы получают в импульсном режиме работы датчиков, импульсные сигналы каждого из которых динамически усредняют с помощью микропроцессорного контроллера, выбирают из них максимальный по величине сигнал или формируют сигнал, равный их среднеарифметической величине, и перед сравнением с опорным сигналом последовательно преобразуют полученные цифровые сигналы в аналоговые и токовые, а в качестве опорного сигнала используют импульсные текущие сигналы, которые получают в отсутствии возмущения плотности потока нейтронов, затем динамически усредняют с помощью микропроцессорного контроллера и формируют цифровой опорный сигнал, равный их среднеарифметической величине, который вводят в «память» контроллера на заданное время, а затем последовательно преобразуют в аналоговый и токовый сигнал для передачи в задатчик уровня мощности.
RU2006138389/06A 2006-10-30 2006-10-30 Способ автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора RU2328780C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2006138389/06A RU2328780C1 (ru) 2006-10-30 2006-10-30 Способ автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2006138389/06A RU2328780C1 (ru) 2006-10-30 2006-10-30 Способ автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2328780C1 true RU2328780C1 (ru) 2008-07-10

Family

ID=39680846

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2006138389/06A RU2328780C1 (ru) 2006-10-30 2006-10-30 Способ автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2328780C1 (ru)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов, »Канальный ядерный энергетический реактор», М., Атомиздат, 1980 г., с.121-123. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2328780C1 (ru) Способ автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора
JPS6255594A (ja) 原子炉の起動域過渡状態モニタ
US10491149B2 (en) Acceleration estimator for speed rate control
RU2170958C1 (ru) Способ аварийной защиты ядерного реактора по скорости изменения плотности нейтронного потока
JP5191342B2 (ja) 原子炉の制御棒引抜監視装置
JPH0339599B2 (ru)
JPS6124677B2 (ru)
JP3226003B2 (ja) 沸騰水型原子炉炉心制御システム及び炉心制御方法
JPH11337678A (ja) 熱的制限値監視装置
JPH05134080A (ja) 原子力発電プラントの監視装置
JP4398278B2 (ja) 原子炉出力制御方法および装置
RU2453005C1 (ru) Способ определения установившегося периода ядерного реактора
JPS60156200A (ja) 変換器出力からの控除をする方法および装置
JPS6176993A (ja) 原子炉給水制御方法及び装置
JPH0566557B2 (ru)
SU1394999A1 (ru) Устройство дл диагностики системы газового управлени плотностью нейтронного потока
JPH05323087A (ja) 制御棒駆動時間測定装置
JPH03272494A (ja) 制御棒引抜監視装置
JP2019207131A (ja) 高速炉の原子炉保護装置及び原子炉保護方法
JPH0373836B2 (ru)
JPH053557B2 (ru)
JPH0631774B2 (ja) 再循環流量制御装置
JPS6253796B2 (ru)
JPH05240997A (ja) 原子炉給水制御装置
JPH07123584A (ja) Gtoサイリスタの過電流保護装置

Legal Events

Date Code Title Description
PC43 Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions

Effective date: 20100416

MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20111031