Способ контроля положения органа регулирования ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике. Способ включает пошаговое перемещение органа регулирования ядерного реактора и электронную обработку данных, содержащих закодированную информацию о перемещении органа регулирования ядерного реактора. Перед пошаговым перемещением производят калибровку положения органа регулирования, перемещая орган регулирования до достижения минимального контролируемого уровня мощности реактора, и определяют с помощью штатной аппаратуры ядерного реактора соответствующее минимальному контролируемому уровню мощности реактора расстояние органа регулирования от концевого выключателя, переводят это расстояние в двоичный код и заносят в запоминающее устройство. Осуществляют контроль положения органа регулирования в диапазоне мощностей, превышающих минимальный контролируемый уровень мощности реактора посредством периодического вычисления реактивности ядерного реактора и последовательного периодического вычисления приращения реактивности, равного разности двух последовательных вычисленных значений реактивности. Решение о том, что совершен очередной шаг перемещения органа регулирования, принимают при условии, что сумма из k последовательных приращений реактивности, полученных при опросе реактиметра, составляет величину не менее заданной Δρзад, а частоту опроса реактиметра выбирают равной

F=k/tу,

где tу - время установления реактивности при перемещении органа регулирования на один шаг, k>>1. Величину перемещения органа регулирования, соответствующую одному шагу и выраженную в двоичном коде, суммируют с учетом направления перемещения с предыдущим расстоянием этого органа от концевого выключателя, закодированным в запоминающем устройстве, а полученный код, соответствующий новому положению регулирующего органа, вновь перезаписывают в запоминающем устройстве, при этом текущее положение регулирующего органа определяют по текущему содержимому запоминающего устройства. Использование изобретения позволит повысить надежность определения положения органов регулирования за счет независимости способа от внешних источников информации. 1 ил.

 

Изобретение относится к устройствам ядерной техники и может быть использовано совместно с приводами регулирующих органов систем управления и защиты ядерных реакторов для контроля за положением и перемещением регулирующих органов.

Известен способ контроля положения органа регулирования ядерных реакторов, включающий пошаговое перемещение органа регулирования ядерного реактора и электронную обработку данных, содержащих закодированную информацию о перемещении органа регулирования ядерного реактора (патент РФ №2208846, опубл. 10.02.2003 г.). Информация о положении органа регулирования в этом способе задается кодированием соотношения напряжений специальных индикаторов (датчиков). Недостатком этого способа является его низкая надежность, поскольку любой сбой в системе питания индикаторов ведет к искажению закодированных данных о положении органа регулирования, а в худшем случае и к полной потере этих данных.

Задачей изобретения является создание способа, позволяющего определять положения органа регулирования и осуществлять контроль за его перемещением посредством обработки потока информации о состоянии активной зоны, в частности ее реактивности.

Техническим результатом является повышение надежности работы органов контроля положения и перемещения регулирующего органа.

Технический результат достигается тем, что в способе контроля положения органа регулирования ядерного реактора, включающем пошаговое перемещение органа регулирования ядерного реактора и электронную обработку данных, содержащих закодированную информацию о перемещении органа регулирования ядерного реактора, сначала производят калибровку положения органа регулирования, перемещая орган регулирования до достижения минимального контролируемого уровня мощности реактора и определяют, с помощью штатной аппаратуры ядерного реактора, соответствующее минимальному контролируемому уровню мощности реактора расстояние органа регулирования от концевого выключателя, переводят это расстояние в двоичный код и заносят в запоминающее устройство, затем осуществляют контроль положения органа регулирования в диапазоне мощностей, превышающих минимальный контролируемый уровень мощности реактора посредством периодического вычисления реактивности ядерного реактора и последовательного периодического вычисления приращения реактивности, равного разности двух последовательных вычисленных значений реактивности, причем решение о том, что совершен очередной шаг перемещения органа регулирования принимают при условии, что сумма из k последовательных приращений реактивности, полученных при опросе реактиметра, составляет величину, не менее заданной Δρзад, а частоту опроса реактиметра выбирают равной

F=k/tу,

где tу - время установления реактивности при перемещении органа регулирования на один шаг, k>>1,

величину перемещения органа регулирования, соответствующую одному шагу и выраженную в двоичном коде, суммируют, с учетом направления перемещения, с предыдущим расстоянием этого органа от концевого выключателя, закодированным в запоминающем устройстве, а полученный код, соответствующий новому положению регулирующего органа, вновь перезаписывают в запоминающем устройстве, при этом текущее положение регулирующего органа определяют по текущему содержимому запоминающего устройства.

В основе заявляемого технического решения лежит совмещение в реактиметре функций прибора вычисления реактивности и датчика положения и перемещения органов управления, работающих на основе обработки потока информации о состоянии активной зоны, выбор соотношения между частотой опроса реактиметра и временем установления реактивности при перемещении органа регулирования на один шаг. Предложенный способ повышает надежность определения положения органа регулирования, поскольку для его реализации не требуются специальные датчики, информация с которых может быть утрачена по тем или иным причинам.

На чертеже изображена диаграмма, отражающая зависимость реактивности ядерного реактора от времени в процессе пошагового перемещения органа регулирования. По оси абсцисс отложено время, по оси ординат отложена реактивность. На диаграмме выделены интервалы А и Б, длительностью ty, где интервал А соответствует зоне принятия решения о том, что выполнен шаг перемещения органа регулирования, интервал Б соответствует зоне, в которой решение о выполненном шаге перемещения органа управления не принимается, tу - время установления реактивности при перемещении органа регулирования на один шаг. На интервале А вертикальными стрелками с надписью Δρi обозначен диапазон изменения реактивности, соответствующий одной k-той части времени tу (в случае, представленном на чертеже, k=6), вертикальными стрелками с надписью ΣΔρi>Δρзад обозначен диапазон изменения реактивности, соответствующий одному шагу перемещения органа регулирования, вертикальными стрелками с надписью Δρзад обозначена заданная величина приращения реактивности, превышение которой приводит к принятию решения о выполненном шаге перемещения органа регулирования, вертикальными стрелками с надписью tу/k обозначен один из интервалов времени, на котором производится периодическое вычисление приращений реактивности, вертикальными стрелками с надписью ΣΔρi<Δρзад обозначен диапазон изменения реактивности на интервале Б.

Работа предложенного способа осуществляется следующим образом. К камерам деления, установленным в ядерном реакторе, подключают реактиметр, а его выход подключают к СОМ порту компьютера, чем обеспечивается передача на СОМ порт текущих значений вычисленной реактиметром реактивности, выраженной в двоичном коде. Далее реализуют работу предложенного способа в два этапа. На первом этапе производят калибровку измерителя положения органов регулирования, работающего в соответствии с предложенным способом, по показаниям штатных приборов контроля положения органов регулирования ядерного реактора. Для этого посредством перемещения органов регулирования выводят ядерный реактор на минимально контролируемый уровень мощности (МКУ), снимают показания штатных приборов контроля положения органов регулирования, определяя, тем самым, расстояние органов регулирования от концевого выключателя, соответствующее МКУ. Переводят это расстояние в двоичный код и заносят в запоминающее устройство (ОЗУ компьютера). Определяют время tу установления реактивности при перемещении органа регулирования на один шаг по показаниям блока индикации реактиметра (см. чертеж). Выбирают частоту опроса реактиметра, равную

F=k/tу, где k>>1.

Далее, на втором этапе, с помощью специальной программы осуществляют контроль положения органа регулирования в диапазоне мощностей, превышающих МКУ, посредством периодического, с частотой F, вычисления реактивности ядерного реактора и последовательного сравнения между собой вычисленных значений реактивности.

При этом решение о том, что совершен очередной шаг перемещения органа регулирования, принимают при условии, что сумма из k последовательных приращений реактивности, полученных при опросе реактиметра, составляет величину не менее заданной Δρзад.

Для иллюстрации рассмотрим диаграммы изменения реактивности при перемещении органа регулирования в сторону увеличения мощности. На чертеже представлены два различных интервала - А и Б, на которых производится суммирование приращений реактивности. На интервале А это соответствует выполнению вышеуказанного условия:

Δρn-1+Δρn-2+Δρn-3+…+Δρn-k>Δρзад,

что ведет к принятию решения о том, что выполнен очередной шаг перемещения органа регулирования.

На интервале Б вышеуказанное условие не выполняется, так как

Δρn-1+Δρn-2+Δρn-3+…+Δρn-k=Δρ<Δρзад,

и соответственно решение о совершении очередного шага органа регулирования не принимается.

Аналогично, с учетом знака перемещения, анализируется положение органа регулирования при его перемещении в сторону снижения мощности ядерного реактора.

Такой подход в выборе частоты опроса и анализе приращений обеспечивает однозначность в идентификации шага органов регулирования.

Поскольку величина перемещения органов регулирования на единичном шаге является величиной фиксированной для каждого конкретного ядерного реактора, то ее выражают в двоичном коде и суммируют на каждом шаге органа регулирования, с учетом направления перемещения, с предыдущим расстоянием этого органа от концевого выключателя, закодированным в запоминающем устройстве, а полученный код вновь перезаписывают в запоминающем устройстве, при этом текущее положение регулирующего органа определяют по текущему коду запоминающего устройства, выводя положение, соответствующее указанному коду, на дисплей компьютера.

Таким образом, за счет выполнения реактиметром в предложенном способе дополнительной функции - определения положения органов регулирования, повышается надежность этого определения ввиду независимости способа от внешних источников информации. При этом реализация способа не требует ощутимых затрат, т.к. нет необходимости вносить какие-либо изменения в проект ядерного реактора. Достаточно лишь незначительно доработать программное обеспечение компьютера, который входит в состав современных реактиметров.

Способ контроля положения органа регулирования ядерного реактора, включающий пошаговое перемещение органа регулирования ядерного реактора и электронную обработку данных, содержащих закодированную информацию о перемещении органа регулирования ядерного реактора, отличающийся тем, что сначала производят калибровку положения органа регулирования, перемещая орган регулирования до достижения минимального контролируемого уровня мощности реактора, и определяют с помощью штатной аппаратуры ядерного реактора соответствующее минимальному контролируемому уровню мощности реактора расстояние органа регулирования от концевого выключателя, переводят это расстояние в двоичный код и заносят в запоминающее устройство, затем осуществляют контроль положения органа регулирования в диапазоне мощностей, превышающих минимальный контролируемый уровень мощности реактора, посредством периодического вычисления реактивности ядерного реактора и последовательного периодического вычисления приращения реактивности, равного разности двух последовательных вычисленных значений реактивности, причем решение о том, что совершен очередной шаг перемещения органа регулирования, принимают при условии, что сумма из k последовательных приращений реактивности, полученных при опросе реактиметра, составляет величину не менее заданной Δρзад, а частоту опроса реактиметра выбирают равной
F=k/tу,
где tу - время установления реактивности при перемещении органа регулирования на один шаг, k>>1,
величину перемещения органа регулирования, соответствующую одному шагу и выраженную в двоичном коде, суммируют с учетом направления перемещения с предыдущим расстоянием этого органа от концевого выключателя, закодированным в запоминающем устройстве, а полученный код, соответствующий новому положению регулирующего органа, вновь перезаписывают в запоминающем устройстве, при этом текущее положение регулирующего органа определяют по текущему содержимому запоминающего устройства.



 

Похожие патенты:

Датчик // 2388080
Изобретение относится к измерительной технике и предназначено для использования в качестве устройства для профилирования поля скоростей потока жидкости и измерения перепада давления в канале на входе теплоносителя в имитатор топливной кассеты активной зоны ядерной энергической установки (ЯЭУ), преимущественно серийного блока типа ВВЭР-1000 при подтверждении гидравлических параметров первого контура.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. .

Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами. .

Изобретение относится к способам контроля теплоносителя ядерного реактора. .

Изобретение относится к устройствам для выбуривания кернов из стенок скважин или каналов и может быть использовано в области атомной энергетики для выбуривания кернов графита из кладок уран-графитовых реакторов канального типа.

Изобретение относится к области эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. .

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано при эксплуатации ядерных реакторов и критических сборок (ЯУ). .

Изобретение относится к способам контроля теплоносителя ядерного реактора и используется для приближенного определения поля температуры рабочей среды в теплообменниках и реакторах.

Изобретение относится к области измерительной техники, предназначено для определения теплогидравлических характеристик (ТГХ) по сечению сборки и может быть использовано при определении параметров одно-двухфазных потоков в тепловыделяющих сборках различного назначения

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для настройки и поверки приборов измерения мощности и реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности

Датчик // 2396612
Изобретение относится к измерительной технике и предназначено для использования в качестве устройства для профилирования поля скоростей потока жидкости и измерения перепада давления в канале на входе теплоносителя в имитатор топливной кассеты активной зоны ядерной энергической установки (ЯЭУ), преимущественно серийного блока типа ВВЭР-1000 при подтверждении гидравлических параметров первого контура

Изобретение относится к анализу ядерных материалов радиационными методами и предназначено для оперативного контроля массовой доли изотопа уран-235 в газовых потоках изотопно-разделительного уранового производства

Изобретение относится к измерительной технике

Изобретение относится к области контроля ядерных реакторов, а именно к устройствам контроля давления газа в тепловыделяющем элементе (ТВЭЛе) реактора

Изобретение относится к измерительной технике и может быть использовано при определении относительного коэффициента межканального массообмена в пучках круглых цилиндрических стержней с треугольной компоновкой

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к управлению внутриреакторными процессами в исследовательских ядерных реакторах, активная зона которых сформирована из ТВС со стержневыми твэлами

Изобретение относится к средствам идентификации тепловыделяющих сборок (ТВС), в частности отработанных тепловыделяющих сборок, извлекаемых из ядерного реактора или водного бассейна-хранилища, и предназначенных для последующего хранения и переработки
Наверх