Способ контроля и управления ядерного реактора

 

СПОСОБ КОНТРОЛЯ И УПРАВГШНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, включающий измерение температуры теплоносителя на выходе каждого канала активной зоны, отличающийся тем, что, с целью повьтения эффективности и надежности контроля и управления за счет диагностирования причины повышения температуры, измеряют температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, создают колебания .мощности реактора или расхода теплоносителя , измеряют средние квадратические отклонения указанной температуры и температуры теплоносителя на выходе каждого канала и по отношениям средних квадратических отклонений температур теплоносителя на выходе каждого канала и на выходе из активной зоны определяют диагностические параметы, характеризующие отличие мощности каждого канала и/или расхода теплоносителя по каналу от средних по активной зоне, и температуру теплоносителя на входе з активную зону.

СОЮЗ СОВЕТСНИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК

„„БО„„OOasz>

315ц G 21 С 17/00 17/0 2 17/10.1 le

j 4%4

Н АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР по делАм изоБРетений и ОтнРытий (2!) 3405779/18-25 (22) 09.03.82 (46) 15.05.84, S .r« (72) И.1"1. Курбатов и В.А. Храновский (53) 621. 039. 56 (088. S) (56) 1.Лысиков Б.В., Прозоров В.К.

Реакторная термометрия. M., Атомиздат, 1980, с. 100, 178

2. Патент США!" 4045282, кл. 0 21 С 7/00, опублик. 1980 (прототип), (54) (57) СПОСОБ КОНТРОЛЯ И УПРАВЛЕНИЯ

ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, включающий измерение температуры теплоносителя на выходе каждого канала активной эоны, отличающийся тем, что, с целью повышения эффективности и надежности контроля и управления за счет диагностирования причины повышения температуры, измеряют среднюю температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, создают колебания ,мощности реактора или расхода теплоносителя, измеряют средние квадратические отклонения указанной температуры и температуры теплоносителя на выходе каждого канала и по отношениям средних квадратических отклонений температур теплоносителя на выходе каждого канала и на выходе из активной зоны определяют диагностические параметы, характеризующие отличие мощности каждого канала и/или расхода теплоносителя по каналу от средних по активной зоне, и температуру теплоносителя на входе в активную зону.

Изобретение атнаситсa к ядерной экерге .:и1е и может быть использова-. но для определения температур и других параметров активной зоны (:--,ал РимеР, PB czo@OB TeII JIoHO cH I еIIH» и Р т1 испытаниях и эксплуатации ядерньп1 реакторов.

Известны способы температурного контроля активных эан ядерных peaI...торов, большинство которых сводится»О к непосредственному измерению температур с помащ1ыо определенного количества датчиков, размещенных в реакторе (1 1 .

По своему назначению датчики тем- »5 пературного контроля можно подразделить на две группы: датчики контроля балансовых или Режимных параметров — средних температур теплоносителя на входе в активкуо эану и вы- >О ходе из активной зоны, используемые для проверки соответствия указанных параметров яцерной энергетической установки (ЯЭУ) проектным значениям; датчики внутриреак -opIIOI o контроля, ИСПОЛЬЭУЕМЫЕ ДЛЯ ЛаЛУЧЕНИЯ тП1фОРМЯции о структуре температурных полей в объеме Яктивнот." зоны и необходи.мые прежде всего д;.я обе1печения безопасной эксплуатяг ли реактора, 30

Б"-п1более близкйм по технической сущности! к предл гаем зму являе Гся способ температурного контроля ак-: тИВНой ЭС11Ы ЯДЕРНОГО ттЕЯР тапа ВКЛ1О-.

ЧЯЮ1Чи.т И М..т В - -.- тРЕ Гвмтпэ На РУРЫ тП Па носителя на выходе каждого кaHaiH» активной зоны P2 „ » . Из чис::..-::-:: нтролируемьж сборок выбираются,ae I. pynПЫ " С МЯКСИМЯЛЪНЬ1МИ и МИI-:: .. ВЛ э!тГЬЫМИ 1емпературам11; Iio каждой из наев .Б 40 ных т. р ... пн сборОк Ог1реДеля"ITcH СР

НИЕ тЕМПЕттат тттЫ т .ЭЗл СМЯТВИВЯЕ тттЕ . а -

ОТВЕ СтВЕННО т ЯК ТЕМГIЕт)Я 1 ттв11 тЕ ЛО" носителя на выходе тз "горячи-;" (Т„.» и 1!Холоднь1хв (Т сборок:. Среднее 45 арифметическое указанных ".емпepa Тур,, т,е. Т-т + Т1, прикимается за cpедио1о

2 температуру ня. выходе иэ активной . Боны Для каждОгО мам =HTa вре1.1ени ,Опрепеляется также рязность мякси .Мпльной H минимальной-. -:емг1ератур,, т,е. Т.. - Т., Для клепай из контро.лируемых сборок раектара Е вырабатывается сигнал Е„; .Ъ:.3 гд"=. 11 — сигнал, соответствующий выхад11ой температуре для сборки К>

U„": аналоговый сигнал, соатвет"твуюг ий температуре Т

U, =- яттanoI oI;-.гй сигня11-Д сo FATH I» ствующий температуре Т

С,, - характеристика сборки К, » устанавлизяемяя на момент исходной настройки такимобразом, чтобы Е = 0.

Гйобое нарушекие охлаждения, возникающее в какой-либо из контролируемых сборок и изменяющее в заметной степени сигнал О„, приводит контролируюm o систему в состояние разбаланса, в зяв11симости от степени которо""o явтаМатIIIeCrИ ВВОДИТСЯ В ДЕЙСТВИЕ тат ттпи иной. механизм обеспечения безопасности (предупрецительный сигнал, аварийная остановка реактора и пр.).

Недостатками известного способа. теплового контроля активной зоны ядерного реактора является следующее.

Положенный в основу способа принцип сравнения температур па разности их

-бс::х Потных ЭНЯче.":;11 Х::ларм . .ч".:.Зует КОнт ,POIIr- И НЕ ПРЕДстЯГЛЯЕт ВаэыажкаетЕй для я:нялиза причин изменения темперарь1:з отдельных контролируемьгх сбор.-ах,т,е,вОзможностей диагностирования и прогноза теплогидравлическаго состояни. -.: активной зоны. Так, одна и та же причи11я, например„снижение расхода по какой--либс из сборок » может не приВест-",И К С:,.— т1ЕСтВСННай РазНИЦЕ ТЕМПЕ*-iaTÓP На Р;-1тИМЕ 11ат1ай МОЩНОСТИ И СДЕ,1ат;-. эту разницу . едапустима большой

ПЯ ra Rile балЬШОЙ МОЩНОСТИ: 1т ЕЗУЛЬ тяте произойдат авя ийная остановка реак.:, ра, которая обычно связана с

ИЭВЕСтНЫМ ттЕРЕНЯПРЯжЕНИСМ С .-СтЕМЫ И котару1о - ажно в ряце случа.:в избежать при своевременном выяснении при -"..Ит1 пеpeгpевa H,.-I. -I вазиОжна балee ран11его распознав †..ния возникших ано алий в -ктив11ой =-ане при работе реактора иа тобом уровне мощности г:утем сравнения измеренных на каждом уровВе мощности темпер тур с допускаемыми эна синями — устявкями ГРебу-: ется эа;-;;ание в системе контроля серии у=тявак,,так как температура тепгпоиат-.ителя на выхаце иэ каналов

ЯКтчзкой ЗатГЗ ИЭМЕНяЕтая ПРИ ИЗМЕНЕН1". : МСЩ1тасти РЕаКтОРа. Зта УСЛОжИЯЕт систсму контроля. Определение средней т=-::1: ЕРатУРЬт КаК ПОЛСУММЫ МЯКСИМЯЛЬ109257I

3 ной и минимальной температур (даже если каждая из этих температур определяется по некоторому множеству

"горячих" и "холодных" каналов7 не дает представительного результата, поскольку средняя температура в этом случае оказывается зависящей от локальных, а не от всей совокупности температур по объему реактора, определяющей истинно среднюю температуру теплоноситя на выходе из активной зоны.

Цель изобретения — повьппение эффективности и надежности контроля и управления за счет диагностирования г5 причины повьппения температуры.

Поставленная цель достигается тем, что согласно способу контроля и управления работой ядерного реактора, включающему измерение температуры щ теплоносителя па выходе каждого канала активной зоны, измеряют среднюю температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, создают колебания мощности реактора или расхода теп- 25 лоносителя, измеряют средние квадратические отклонения указанной температуры и температуры теплоносителя на выходе каждого канала и по отношениям средних квадратических отклонений температур теплоносителя на вьгходе каждого канала и на выходе из активной зоны определяют диагностические параметры, характеризующие отличие мощности каждого канала и/

35 или расхода теплоносителя по каналу от средних по активной зоне, и температуру теплоносителя на входе в активную зону.

Сущность способа заключается в 40 следующем.

Как известно, температура теплоносителя на выходе из i --го канала активной зоны Т связана с ре1 жимными параметрами реактора соот- 45 ношением:

Т;=T +K; dT, (2i где Т < температура теплоносителя на входе в активную зону;

Ы вЂ” средний подогрев теплоно- 50 сителя в каналах активнои зоны

Т 6ь<х Т цгг (3 ) где Т, — средняя температура теплоносителя на выходе из 55 активной зоны;

К. — коэффициент подогрева

1 теплоносителя в i -ом

Ь канале, характеризующий отличие мощности 1 — ro канала Q и расхода теп1 лоносителя через канал

G; от средних для каналов данного реактора (Q,G ) значений, В данном способе в качестве контролируемых параметров выбираются не абсогпотные температуры теплоносителя, требующие задания в системе управления серии допустимых установок (системы допускового контроля), а коэффициенты подогрева (4), значения которых сохраняются постоянными на любом уровне мощности и требуют зада) ния только одной уставки-. „Это связано с тем, что относительная мощность каналов 6„ /6 и относительный расход теплоносителя по каналам G;jg при отсутствии температурных аномалий в работе канала не зависит от мощности реактора и общего расхода теплоносителя. Для каждого канала величина 8;jQ остается достаточно консервативной при изменении мощности установки и надежно определяется расчетным путем. Тогда например, при отклонении параметра К;. от установленного значения можно определить величину отклонения расхода теплоносителя в канале от нормы и соответствующим образом изменить этот расход в процессе управления установкой.

Предложенный способ температурного контроля позволяет определить диагностический параметр для ) -го канала К. путем измерения всего

E лишь двух параметров: средних квадратических отклонений 51-. и,b Т э алых

Известно, что на стационарных режимах работы мощность реактора Q (или расход теплоносителя через реактор

С ) в силу ряда причин претерпевают случайные изменения йd é, + d 5 . Слу" чайные г,квазислучайные ) изменения указанных режимных параметров можно создать и преднамеренно. Температуры в активной зоне реактора при этом также будут изменяться случайным образом. В соответствии с выражением (2 г дисперсия температуры теплоносителя на выходе нз канала определяется тогда так:

l0925

Составитель К. Косоуров

Редактор К. Волощук Техред И.Метелева Корректор Г. Решетник

Заказ 3263/36

Тираж 4)4 Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретения и открытий

ll3035, Иосква, Ж-35, Раушская наб.,д,4/5

Филиал ППП "Патент", г, Ужгород, ул, Проектная, 4

DT DTBr +(К 1 ) D Д Т или

ЭТэ = 9Тэ +(К )2 (DT + DT (Я

Параметр 11 на момент измерений является постоянной величиной, так как относительная мощность каналов и.относительный расход теплоносителя по каналам не зависит от мощности реактора и общего расхода теплоносителя. Известно также, что возникшие в реакторе колебания температуры теп- 10 лоносителя сглаживаются при прохождении теплоносителя через теплообменэ -э вики, причем DT Bx ((РТеы„. Подбирая соответствующим образом d"Q или

Д (если создаются квазислучайные 15 колебания режимных параметров), можно обеспечить DT - О. Тогда из (5 ) ех получаем: >Т э (Кэ )20ТЭ

ВЫ11

20 откуда

$7

К „= -,, (Ь) )

6т „,„

В силу независимости параметров К, от мощности реактора их определение 2S можно проводить для каждого требуемого момента времени на небольших уровнях мощности, используя затем полученные результаты для прогнозироваиич температурного состояния активной зоны в более напряженных ре%4мях работы реактopG е С бдение о причинах изменения параметров К1, а следовательно, и температур (ч ro произошло: изменение мощкссти канала илн расхода теплоносителя по каналу выводится на основании опорной информа1ди о положении органов регулирования на момент контроля.

Прй известных параметрах К; при необходимости может быть определена температура теплоносителя на входе в

) 6 активную зону Т „. Из выражений

61( (2 ) и (,3 ) следует:

Кэтэ тэ

Т ,, Э 1 BQIX 1 (!

KÝ,-.

Более точно

К.Т

6Ь111

8r и Кэ 1

Ь1

1 где n — число контроллруемьк кана- лов активной зоны, Точность определения параметров К; может быть повышена увеличением количества измерений. Чтобы повысить точность определения Т, необходиУ вх мо увеличить также количество контролируемых каналов.

Пределы изменения мощности илк расхода теплоносителя (8 Я и д"6) выбираются в зависимости от,имеющегося запаса до уровня максимально допустимых температур и исходя из возможностей системы регулирования.

Предложенный способ позволяет сделать ввывод о степени опасности температурного состояния активной зоны при работе реактора ка любом уровне мошности, в частности, ка режимах с невысоким уровнем температур. Изобретение повышает надежность температурного контроля путем перехода от недостаточно представительного определения средней температуры теплокоситепя на выходе из активной зоны какголусуммы максимальной и минимальной лЗкалькых температур к ее непосредственному измерению, а также повысить эффективность контроля путем уменьшения количества сравниваемых параметров и совмещения :goueдуры контроля с процедурами диагностирования и прогноза теплогидравлического состояния активной зоны,

Способ контроля и управления ядерного реактора Способ контроля и управления ядерного реактора Способ контроля и управления ядерного реактора Способ контроля и управления ядерного реактора 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к энергетике, преимущественно, ядерной, а именно, к устройству определения положения управляющего органа в активной зоне ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением

Изобретение относится к устройствам ядерной техники и может быть использовано в приводах регулирующих органов систем управления и защиты ядерных реакторов для контроля за положением и перемещением регулирующих органов

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к способам контроля технологической операции перегрузки поглощающих элементов активной зоны (сборок пэлов) ядерного реактора, находящегося в заглушенном состоянии и имеющего изотропную структуру

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу определения плотности нейтронного потока излучающего нейтроны источника

Изобретение относится к устройствам для контроля за физическими параметрами ядерного реактора, в частности для контроля за оперативным запасом реактивности (ОЗР) на стержнях СУЗ ядерного реактора

Изобретение относится к неразрушающему контролю изделий акустико-эмиссионным методом и может быть использовано, в частности, для контроля качества тепловыделяющих элементов в процессе их изготовления, применяемых в ядерных реакторах

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к подвескам детекторов нейтронов, используемым в энергетических реакторах РБМК-1000, РБМК-1500
Наверх