Способ регулирования параметров ядерного реактора



Способ регулирования параметров ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2413315:

Открытое акционерное общество "Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") (RU)

Изобретение относится к способам регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации. Способ регулирования параметров ядерного реактора по сумме сигналов рассогласования между фактическими и заданными параметрами включает подачу сигнала с выходов первой и второй схем сравнения на соответствующие входы суммирующего усилителя и формирование суммирующего сигнала ошибки на управляющий ключ. В суммарный сигнал ошибки вводят дополнительный стабилизирующий сигнал-градиент эффективной температуры теплоносителя, вычисляемый по формуле:

где V1 - объем "горячей" трассы циркуляции в реакторе; V2 - объем "холодной" трассы циркуляции в реакторе; Т1 - температура теплоносителя на выходе реактора; Т2 - температура теплоносителя на входе реактора; t - время. Изобретение позволяет повысить качество регулирования параметров ядерного реактора в нестационарных и квазистатических режимах и, следовательно, повысить надежность работы ядерного реактора. 1 ил.

 

Изобретение относится к способам релейного регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации.

Известен способ регулирования параметров ядерного реактора, при котором осуществляется поддержание температуры теплоносителя в реакторе в соответствии с заданными значениями, изменяющимися при изменении уровней заданной мощности и циркуляции теплоносителя (А.С. №371833, кл. G21D 3/08, от 28.05.71).

Недостатком известного способа регулирования параметров является отсутствие контроля и управления перетекаемыми массами теплоносителя (перетечками) между 1 контуром и системой газовой компенсации давления.

Наиболее близким по технической сущности является способ регулирования параметров ядерного реактора в соответствии с заданной программной зависимостью, реализованный в системе регулирования параметров ядерного реактора за счет использования релейных устройств по А.С. №858465, кл. G21C 7/36, от 04.04.80. Согласно этому способу осуществляют вычисление рассогласования контролируемого параметра, например температуры (AT), путем сравнения фактического и заданного его значения (в общем случае, изменяющегося при изменении уровня заданной мощности и циркулирующего теплоносителя), вычисление рассогласования нейтронной мощности реактора (ΔN) путем сравнения фактического и заданного значения мощности и формирование сигнала на управление в суммирующем усилителе, состоящего из суммы соответственно усиленных сигналов рассогласований контролируемого параметра и мощности

Σ=KT×ΔT+KN×ΔN,

где KT, KN - коэффициенты усиления.

В случае одновременного достижения сигналом рассогласования контролируемого параметра и суммарным сигналом (Σ) соответствующих границ зон нечувствительности происходит включение в работу регулятора на перемещения управляющих элементов.

Недостатком этого способа является низкое качество регулирования параметров ядерного реактора, в нестационарных и квазистатических режимах, из-за отсутствия учета влияния скорости изменения температуры - градиента температуры, который является показателем стабильности процесса изменения параметров в реакторе. Отсутствие учета стабильности процесса приводит к тому, что регулятор в равной степени реагирует как на быстрый колебательный процесс, так и на процесс затуханий колебаний, что с учетом инертности процессов приводит к большим перерегулированиям (колебаниям около необходимых значений) параметров реактора и, следовательно, к снижению их качества регулирования.

Техническая задача - повышение качества регулирования параметров ядерного реактора в нестационарных и квазистатических режимах. Решение поставленной задачи позволяет повысить надежность работы ядерного реактора.

Поставленная цель достигается тем, что в способ регулирования параметров ядерного реактора по сумме сигналов рассогласования между фактическими и заданными параметрами, включающий подачу сигнала с выходов первой и второй схем сравнения на соответствующие входы суммирующего усилителя, формирование суммирующего сигнала ошибки, поступающего на управляющий ключ, в суммарный сигнал ошибки вводят дополнительный стабилизирующий сигнал-градиент эффективной температуры теплоносителя, вычисляемый по формуле

где V1 - объем "горячей" трассы циркуляции в реакторе;

V2 - объем "холодной" трассы циркуляции в реакторе;

Т1 - температура теплоносителя на выходе реактора;

Т2 - температура теплоносителя на входе реактора;

t - время.

Таким образом, суммарный сигнал на управление имеет вид: Σ=KT×ΔT+KN×ΔN+KД×ΔΣT, где KT, KN, КД соответствующие коэффициенты усиления, причем коэффициент усиления KД определяется из условия необходимого уровня минимизации перетечек теплоносителя в газовых системах компенсации в нестационарных и квазистатических режимах ядерного реактора.

Предлагаемый способ иллюстрируется блок-схемой и реализуется следующим образом.

Сигнал от датчиков измерения температуры теплоносителя на выходе и входе реактора поступает в устройство для вычисления градиента эффективной температуры теплоносителя, которое вырабатывает сигнал, пропорциональный градиенту эффективной температуры теплоносителя (ΔΣT). Затем этот сигнал в суммирующем усилителе усиливается и суммируется с предварительно усиленными известными сигналами рассогласования контролируемых параметров, например температуры (ΔT) и нейтронной мощности реактора (ΔN). В итоге суммарный сигнал, поступающий на управление, имеет вид: Σ=KT×ΔT+KN×ΔN+KД×ΔΣ, где KT, KN; KД - коэффициенты усиления.

Так, быстрое изменение температуры теплоносителя (даже еще на этапе нахождения управляющего сигнала внутри регулятора зоны нечувствительности) позволит, за счет быстрого роста значения градиента температуры, более оперативно реагировать регулятору на начинающееся колебание параметров, раньше форсировав управляющее воздействие, а при замедлении изменения температуры (даже еще при нахождении управляющего сигнала регулятора за пределами зоны нечувствительности) позволит, за счет снижения значения градиента температуры, регулятору оперативно отреагировать на процесс затухания колебаний параметров, прекратив управляющее воздействие.

Следовательно, учет градиента температуры позволяет контролировать стабильность процесса изменения параметров в реакторе за счет автоматического увеличения или уменьшения величины управляющего сигнала.

При одновременном достижении сигналом рассогласования контролируемого параметра (ΔT) и суммарным сигналом (Σ) соответствующих границ зон нечувствительности происходит включение в работу регулятора перемещения управляющих элементов.

Таким образом, введением дополнительного, стабилизирующего сигнала-градиента эффективной температуры теплоносителя (ΔΣT), достигается повышение качества регулирования параметров в нестационарных и квазистатических режимах ядерного реактора.

Способ регулирования параметров ядерного реактора по сумме сигналов рассогласования между фактическими и заданными параметрами, включающий подачу сигнала с выходов первой и второй схем сравнения на соответствующие входы суммирующего усилителя, формирование суммирующего сигнала ошибки, поступающего на управляющий ключ, отличающийся тем, что в суммарный сигнал ошибки вводят дополнительный стабилизирующий сигнал-градиент эффективной температуры теплоносителя, вычисляемый по формуле:

где V1 - объем "горячей" трассы циркуляции в реакторе;
V2 - объем "холодной" трассы циркуляции в реакторе;
Т1 - температура теплоносителя на выходе реактора;
Т2 - температура теплоносителя на входе реактора;
t - время.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при эксплуатации АЭС на водо-водяных реакторах с удлиненным топливным циклом. .

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. .

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при решении проблемы ядерного ожигания оружейного плутония и урана - 235 с получением полезной энергии.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при решении проблемы ядерного ожигания оружейного плутония и урана-235 с получением полезной энергии.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к электронному оборудованию систем группового и индивидуального управления органами регулирования системы управления и защиты ядерного реактора.

Изобретение относится к системам релейного регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации.

Изобретение относится к электронному оборудованию автоматизированных систем управления технологическими процессами и управляющих систем безопасности атомных электростанций (АЭС) и предназначено для обеспечения функций безопасности по управлению АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

Изобретение относится к области систем управления и защиты ядерных энергетических реакторов. .

Изобретение относится к области автоматического регулирования мощности ядерного реактора. .

Изобретение относится к области систем управления и защиты ядерных энергетических реакторов. .

Изобретение относится к области систем управления и защиты ядерных энергетических реакторов. .

Изобретение относится к области автоматического регулирования и применяется для автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора. .

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам управления ядерным реактором, и может быть использовано при регулировании мощности реактора атомной станции.

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами

Изобретение относится к области управления энергетическими стационарными и транспортными установками электростанций и станций теплоснабжения с любым видом горючего, в том числе ядерного горючего, и может быть использовано в системах разогрева энергетических установок с принудительной и естественной циркуляцией теплоносителя. Формируют разность сигналов измеренной и заданной скорости изменения температуры теплоносителя, затем интегрируют эту разность сигналов и осуществляют управление регулятором разогрева по сумме сигнала управления по мощности и сигнала результата интегрирования. Дополнительно формируют характеристику отбираемой мощности, затем по этой характеристике задают сигнал, характеризующий отбираемую мощность. При формировании характеристики отбираемой мощности дополнительно учитывают величину и скорость изменения расхода используемой среды второго контура. 2 ил.
Наверх