RU2740641C1 - Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора - Google Patents
Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2740641C1 RU2740641C1 RU2020120185A RU2020120185A RU2740641C1 RU 2740641 C1 RU2740641 C1 RU 2740641C1 RU 2020120185 A RU2020120185 A RU 2020120185A RU 2020120185 A RU2020120185 A RU 2020120185A RU 2740641 C1 RU2740641 C1 RU 2740641C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- regulator
- temperature
- coolant
- maintains
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к средству управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных ядерных реакторных установок. В изобретении используются два автономных автоматических регулятора. Один автоматический регулятор поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора путем изменения выработки мощности. Второй автоматический регулятор поддерживает среднюю температуру теплоносителя путем изменения отбора мощности теплоносителем реактора. Возможен режим управления работой ядерного реактора, при котором отключают второй регулятор в момент включения в работу первого регулятора, который поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора, а включают второй регулятор в момент окончания действия первого регулятора, поддерживающего температуру теплоносителя на выходе реактора. Техническим результатом является возможность безопасно экстренно снизить мощность ядерного реактора, повысить тактико-технические характеристики реактора, увеличить ресурс и кпд турбины и всей энергетической установки, а также уменьшение суммарного перемещения регулирующих органов в процессе эксплуатации, что увеличит их ресурс, повышение маневренности реактора на энергетических уровнях мощности, снижение термических напряжений в его конструкциях. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Настоящее изобретение относится к области систем управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных ядерных реакторных установок.
Цель изобретения - безопасное экстренное снижение мощности ядерного реактора и повышение эффективности эксплуатации ядерной энергетической установки, путем поддержания постоянной температуры теплоносителя на входе реактора, использования свойств саморегулирования реактора в переходных режимах работы, снижения количества включений исполнительных механизмов регулирующих органов, увеличения их ресурса, повышения маневренности установки.
Уровень техники
Из существующего уровня техники известны:
Способ управления ядерным реактором путем поддержания заданной температуры теплоносителя за счет изменения мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, а также изменением циркуляции теплоносителя реактора. [Плютинский В.И., Погорелов В.И. Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС.- М.: Энергоатомиздат, 1983. Стр. 174, рис. 9.12].
Недостатком данного способа является отсутствие регулирования средней температуры реактора или температуры теплоносителя на входе реактора, что приводит к увеличению количества включений исполнительных механизмов регулирующих органов, сокращению их ресурса. Кроме того, неисправности элементов контроля температуры и расхода питательной воды, которые не должны влиять непосредственно на количество вырабатываемой энергии, влекут за собой изменение мощности ядерной энергетической установки.
Наиболее близким по технической сущности способом, у которого отсутствуют недостатки аналога, является способ управления ядерной энергетической установкой путем поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, а также изменением циркуляции теплоносителя реактора [Г.П. Юркевич. Принципы управления реакторами с регулируемой циркуляцией теплоносителя. // Атомная энергия. 2002. Т. 93. Вып. 3. Рисунок стр. 192, текст стр. 194-196].
Известный способ имеет следующие недостатки. Ошибки расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и т.п.снижают эксплуатационное качество пара, кпд установки. Поддержание постоянной температуры теплоносителя на входе реактора предпочтительно для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Отсутствие поддержания средней температуры теплоносителя водо-водяного реактора ведет к снижению использования свойства саморегулирования реактора в переходных режимах работы, увеличению количества включений исполнительных механизмов регулирующих органов, сокращению их ресурса, снижает возможности повышения маневренности установки.
Раскрытие изобретения
Сущность изобретения заключается в возможности управления ядерным реактором посредством поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением выработки мощности ядерного реактора путем управления автоматическим регулятором органов изменения реактивности, измерения параметров теплоносителя первого контура.
Техническим результатом заявленного изобретения является повышение тактико-технических характеристик реактора, увеличение ресурса и кпд турбины и всей энергетической установки, использование свойства саморегулирования реактора в переходных процессах, маневрах мощности, уменьшение суммарного перемещения регулирующих органов в процессе эксплуатации, что увеличивает их ресурс, а также позволяет повысить маневренность реактора на энергетических уровнях мощности, снизить термические напряжения в его конструкциях.
Технический результат достигается путем использования двух автономных автоматических регуляторов.
Один автоматический регулятор поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора путем изменения выработки мощности. Это позволяет регулировать температуру пара в оптимальном диапазоне, повышая кпд энергетической установки.
Второй автоматический регулятор поддерживает среднюю температуру теплоносителя путем изменения отбора мощности теплоносителем реактора. При этом поддерживается температурный и реактивностный режим работы реактора в заданных оптимальных пределах.
Задачей изобретения является: устранение недостатков известных способов управления ядерным реактором, в частности, ошибок расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и оптимизация эксплуатационных качеств пара.
Краткое описание и устройство
В предложенном техническом решении действуют два автономных автоматических регулятора.
Реализация предлагаемого способа представлена на Фигуре 1 с пояснениями в описании, где использованы следующие обозначения:
1 - устройство включения блокировки; 2 - блок управления автоматическим регулятором мощности реактора; 3 - исполнительный механизм автоматического регулятора; 4 - ядерный реактор; 5 - парогенератор; 6 - блок управления циркуляционным насосом теплоносителя реактора; 7 - задатчик режима работы ядерного реактора; 8 - блок управления корректором задатчика скорости циркуляционного насоса; 9 - корректор задания скорости циркуляционного насоса; 10 - задатчик скорости циркуляционного насоса; 11 - алгебраический сумматор; 12 - измеритель скорости циркуляционного насоса; 
- сигнал уставки температуры теплоносителя на выходе реактора; 
- сигнал температуры теплоносителя на выходе реактора; 
- сигнал отклонения температуры теплоносителя на выходе реактора от своей уставки; 
- сигнал температуры теплоносителя на входе реактора; 
- сигнал уставки средней температуры теплоносителя; 
- сигнал вычисленной средней температуры теплоносителя; 
- сигнал отклонения средней температуры теплоносителя от своей уставки.
Принцип работы
Задатчик режима работы 7 в соответствии с заданной мощностью ядерного реактора устанавливает в задатчике 10 заданную скорость циркуляции теплоносителя. Разность между измеренной блоком 12 и заданной скоростью циркуляции теплоносителя с алгебраического сумматора 11 поступает в блок управления 6, который, управляя насосом, устанавливает циркуляцию теплоносителя равной заданному значению.
В соответствии с заданной мощностью реактора задатчик режима 7 устанавливает величину уставки температуры 
теплоносителя на выходе реактора. Разность Δt0 между измеренной температурой 
теплоносителя на выходе реактора, а следовательно, на входе парогенератора, и своей уставкой 
поступает на вход блока 2 управления автоматическим регулятором мощности реактора, который будет управлять своим исполнительным механизмом 3 до момента, когда измеренная температура 
станет равной своей уставке 
с заданной погрешностью.
Одновременно сигналы 
и температуры 
теплоносителя на входе реактора формируют вычисленный сигнал средней температуры 
теплоносителя. Если сигнал 
будет отличаться от своей уставки 
то сигнал их разности 
через блок управления 8 поступит в корректор 9 задания скорости циркуляционного насоса, который будет изменять сигнал задатчика 10, а тем самым ее фактическую величину циркуляции теплоносителя до установления средней температуры теплоносителя равной ее уставке.
В процессе коррекции сигнала задатчика 10 отклонение температуры теплоносителя на выходе реактора может выйти за рамки допустимого значения. Это может привести к включению блока управления 2. В этом случае по сигналу устройства 1 включения блокировки через блок управления 8 корректором задатчика скорости циркуляционного насоса корректор 9 задатчика скорости циркуляции теплоносителя отключается. Включение корректора 9 произойдет только тогда, когда сигнал управления блоком 2 станет меньше его зоны нечувствительности. Такая блокировка одного из регуляторов исключает возможности возникновения автоколебаний при одновременной работе двух автоматических регуляторов, влияющих на изменение взаимозависимых параметров.
Claims (2)
1. Способ управления ядерным реактором, состоящий в поддержании заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением выработки мощности ядерного реактора путем управления автоматическим регулятором органами изменения реактивности, отличающийся тем, что дополнительно вводят второй автоматический регулятор, отбирающий мощность, и уставку средней температуры теплоносителя первого контура, формируют сигнал отклонения от этой уставки вычисленной средней температуры теплоносителя и по полученному сигналу управляют вторым автоматическим регулятором, который изменением циркуляции теплоносителя изменяет отбор мощности с реактора, осуществляя тем самым поддержание средней температуры теплоносителя.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно проводят включение и отключение второго регулятора, поддерживающего среднюю температуру теплоносителя, при этом отключают второй регулятор в момент включения в работу первого регулятора, который поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора, а включают второй регулятор в момент окончания действия первого регулятора, поддерживающего температуру теплоносителя на выходе реактора.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020120185A RU2740641C1 (ru) | 2020-06-10 | 2020-06-10 | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020120185A RU2740641C1 (ru) | 2020-06-10 | 2020-06-10 | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2740641C1 true RU2740641C1 (ru) | 2021-01-19 |
Family
ID=74184132
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2020120185A RU2740641C1 (ru) | 2020-06-10 | 2020-06-10 | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2740641C1 (ru) |
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5309487A (en) * | 1992-06-24 | 1994-05-03 | Westinghouse Electric Corp. | Mitigation of steam generator tube rupture in a pressurized water reactor with passive safety systems |
| CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
| US20120155594A1 (en) * | 2010-12-16 | 2012-06-21 | Malloy John D | Control system and method for pressurized water reactor (pwr) and pwr systems including same |
| EP3133611A2 (en) * | 2011-05-17 | 2017-02-22 | Babcock & Wilcox Nuclear Energy, Inc. | Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control |
| RU2645719C1 (ru) * | 2017-02-20 | 2018-02-28 | Константин Иванович Головко | Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока аэс с турбонасосами прокачки теплоносителя |
| RU2675380C1 (ru) * | 2018-05-15 | 2018-12-19 | Григорий Леонидович Пономаренко | Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR |
| RU2697652C1 (ru) * | 2018-09-28 | 2019-08-16 | Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия |
| RU2706739C2 (ru) * | 2014-12-17 | 2019-11-20 | Дснс | Способ управления остановом водо-водяного ядерного реактора |
-
2020
- 2020-06-10 RU RU2020120185A patent/RU2740641C1/ru active
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5309487A (en) * | 1992-06-24 | 1994-05-03 | Westinghouse Electric Corp. | Mitigation of steam generator tube rupture in a pressurized water reactor with passive safety systems |
| CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
| US20120155594A1 (en) * | 2010-12-16 | 2012-06-21 | Malloy John D | Control system and method for pressurized water reactor (pwr) and pwr systems including same |
| EP3133611A2 (en) * | 2011-05-17 | 2017-02-22 | Babcock & Wilcox Nuclear Energy, Inc. | Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control |
| RU2706739C2 (ru) * | 2014-12-17 | 2019-11-20 | Дснс | Способ управления остановом водо-водяного ядерного реактора |
| RU2645719C1 (ru) * | 2017-02-20 | 2018-02-28 | Константин Иванович Головко | Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока аэс с турбонасосами прокачки теплоносителя |
| RU2675380C1 (ru) * | 2018-05-15 | 2018-12-19 | Григорий Леонидович Пономаренко | Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR |
| RU2697652C1 (ru) * | 2018-09-28 | 2019-08-16 | Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2661753B1 (en) | System of controlling steam generator level during main feed-water control valve transfer for nuclear power plant | |
| US20130263928A1 (en) | Condensate flow rate control device and condensate flow rate control method for power plant | |
| SE426756B (sv) | Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverk | |
| CN111780089B (zh) | 一种直流蒸汽发生器给水控制方法及*** | |
| JPH0577040B2 (ru) | ||
| EP2771886A2 (en) | A method of achieving automatic axial power distribution control | |
| CN112420231A (zh) | 一种核电站直流式蒸汽发生器出口温度控制方法 | |
| RU2740641C1 (ru) | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора | |
| CN111508620A (zh) | 一种反应堆机动性自调节方法 | |
| KR830001599B1 (ko) | 원자로 제어방법 | |
| JPH0566601B2 (ru) | ||
| US3253994A (en) | Method of controlling a nuclear reactor plant and apparatus therefor | |
| US4187144A (en) | Nuclear reactor power supply | |
| GB2140938A (en) | Liquid level control system for vapour generator | |
| CN117116511A (zh) | 一种压水堆稳压器主动致稳自动启堆方法 | |
| RU2529555C1 (ru) | Способ управления ядерным реактором | |
| Maksimov et al. | Control of the axial offset in a nuclear reactor at power maneuvering | |
| JP2559377B2 (ja) | 蒸気発生プラントの制御装置 | |
| JP2002048891A (ja) | 炉心運転制御装置 | |
| CN116877974B (zh) | 机组负荷调整方法、装置、机组及介质 | |
| KR810001338B1 (ko) | 로오드 폴로우를 조절하기 위한 원자로 운전방법 | |
| CN117373705A (zh) | 一种钠冷快堆三回路热启动低功率阶段调控方法及*** | |
| US20230012716A1 (en) | Method for controlling a nuclear power plant and controller | |
| KR20220070954A (ko) | 원자력발전소 증기발생기 수위 제어를 위한 주제어밸브와 보조제어밸브의 통합 제어논리 장치 및 장치의 동작 방법 | |
| CN117393184A (zh) | 一种钠冷快堆三回路冷启动低功率阶段调控方法及*** |