Способ определения установившегося периода ядерного реактора


 


Владельцы патента RU 2453005:

Борисов Валерий Фёдорович (RU)
Аккуратов Евгений Владимирович (RU)
Дашук Сергей Павлович (RU)

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов. Ведут обработку мощностного сигнала датчиков нейтронного потока, при которой мощностной сигнал подают на вход цифрового реактиметра, по изменению мощностного сигнала вычисляют реактивность. Обрабатывают выходной сигнал реактиметра с помощью микропроцессора, при этом вычисляют разность между последовательными во времени значениями реактивности. После достижения этой разности величины, не превышающей заданного значения, вычисляют установившийся период ядерного реактора по формуле «обратных часов». Технический результат - устраняются ложные срабатывания аварийной защиты по периоду, за счет ускорения введения сигнала аварийной защиты по периоду ядерного реактора сводится к минимуму вероятность возможных негативных последствий при аварийных ситуациях на ядерном реакторе. 1 ил.

 

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

Условием безопасности при пуске и эксплуатации ядерного реактора является недопустимость неконтролируемого разгона реактора. Это условие безопасности должно обеспечиваться быстродействием регистрирующей аппаратуры, позволяющей оператору в кратчайшее время предпринимать действия, адекватные текущей ситуации, а в экстренных случаях - приводить к срабатыванию аварийной защиты (AЗ).

В качестве одного из информативных параметров в процессе управления ядерным реактором используют установившийся период изменения мощности ядерного реактора. Сигнал аппаратуры, регистрирующей установившийся период, используется для аварийной защиты (AЗ).

Известен способ определения установившегося периода ядерного реактора, включающий обработку мощностного сигнала датчиков нейтронного потока, при котором установившийся период определяют с помощью аналоговой обработки мощностного сигнала по производной его по времени. Этот способ реализован в импульсном канале контроля ККНИ-01Р [Канал контроля физической мощности, импульсный, ККНИ-01Р. Техническое описание ЖШ. 1.289.037.СНИИП, 1983]. Недостатком этого способа является большое время установления измеряемого установившегося значения периода ядерного реактора, большое время срабатывания AЗ по периоду и возможность ложных срабатываний AЗ по периоду.

Задачей настоящего изобретения является минимизация негативных последствий, возникающих при отклонениях от штатных режимов работы ядерного реактора.

Техническим результатом предложенного изобретения является сокращение времени установления измеряемого установившегося значения периода ядерного реактора, ускорение срабатывания AЗ по периоду и устранение ложных срабатываний AЗ по периоду.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе определения установившегося периода ядерного реактора, включающем обработку мощностного сигнала датчиков нейтронного потока, мощностной сигнал подают на вход цифрового реактиметра, где с помощью точечной модели кинетики ядерного реактора периодически вычисляют реактивность по изменению мощностного сигнала, обрабатывают выходной сигнал реактиметра с помощью микропроцессора, при этом вычисляют разность между последовательными во времени значениями реактивности после достижения этой разностью величины, не превышающей заданного значения, вычисляют установившийся период ядерного реактора по формуле «обратных часов».

На Фиг.1 показаны графики изменения во времени выходных параметров импульсной аппаратуры ККНИ-01Р (период, Фиг. 1а, б) и цифрового реактиметра ПИР-7 (реактивность, Фиг. 1в).

На Фиг.1а, б по оси абсцисс отложено время в секундах, по оси ординат отложен измеряемый текущий период ядерного реактора в секундах. Горизонтальной штриховой линией показан уровень установившегося регистрируемого параметра Ту. Горизонтальными отрезками линий увеличенной толщины отмечены уровни срабатывания AЗ по периоду; наклонными стрелками указаны моменты срабатывания AЗ; надписи в рамках соответствуют времени срабатывания AЗ. На Фиг.1в по оси ординат отложена реактивность в эффективных долях запаздывающих нейтронов βэф, горизонтальными пунктирными линиями ограничен заданный интервал изменения регистрируемого параметра (реактивности) в установившемся режиме. Вертикальной двухконечной стрелкой отмечен заданный интервал изменения регистрируемого параметра в установившемся режиме, а соответствующая надпись в прямоугольной рамке указывает величину этого интервала. Вертикальной стрелкой отмечен момент времени, соответствующий выходу реактивности на «полку», а соответствующая надпись в прямоугольной рамке указывает величину этого времени, соответствующую времени срабатывания AЗ и равную tАЗ=0,075 сек.

При работе предлагаемого способа в реактиметре частично совмещаются функции собственно реактиметра и вычислителя установившегося периода ядерного реактора, за счет чего резко сокращается время установления измеряемого установившегося значения периода и, соответственно, обеспечивается ускорение введения сигнала AЗ по периоду ядерного реактора, тем самым минимизируются возможные негативные последствия при аварийных ситуациях на ядерном реакторе. Кроме того, применение предложенного способа позволяет устранить ложные срабатывания AЗ по периоду за счет максимально быстрого получения оператором информации о значении установившегося периода реактора при отклонении от штатного режима, что дает ему возможность принимать решения о необходимости вмешательства в процесс управления реактором с учетом реально имеющего место установившегося значения периода реактора.

С учетом сказанного работа предложенного способа осуществляется следующим образом. Мощностной сигнал с датчиков нейтронного потока подают на вход цифрового реактиметра, где с помощью точечной модели кинетики ядерного реактора периодически вычисляют реактивность по изменению мощностного сигнала и обрабатывают выходной сигнал реактиметра с помощью микропроцессора. Известно, что установившийся период реализуется через некоторое время после выхода реактивности на «полку» [Б.А.Дементьев. Кинетика и регулирование ядерных реакторов, М., Атомиздат, 1973], поэтому для определения этого момента времени обработку ведут следующим образом. Вычисляют разность последовательных во времени значений реактивности и сравнивают с заданной величиной допустимого отклонения. Тем самым контролируют выход реактивности на «полку» при достижении указанной разностью значения, не превышающего заданной величины. Затем вычисляют установившийся период ядерного реактора по формуле «обратных часов», используя значение реактивности, соответствующее выходу на «полку».

Преимущества предложенного способа по сравнению с прототипом могут быть проиллюстрированы с помощью графиков Фиг.1а, б, в. Можно рассмотреть два случая, могущих иметь место при эксплуатации ядерного реактора. В первом случае промоделирована ситуация отклонения от штатного режима, когда в активной зоне появляется сравнительно небольшая положительная реактивность на уровне до 0,3 βэф. Эта ситуация иллюстрируется графиком (Фиг.1а), касающимся прототипа, полученным путем подачи на вход импульсной аппаратуры ККНИ-01Р мощностного сигнала с параметрами, соответствующими положительной реактивности 0,3 βэф, регистрации соответствующего выходного тока аппаратуры и пересчету его в измеряемый текущий период. Из графика видно, что в этом случае значение установившегося периода, равное Ту=20 сек, устанавливается примерно через 25-30 сек после введения положительной реактивности. Соответственно, оператор, управляющий установкой, мог бы получить информацию об установившемся в изменившихся условиях значении периода ядерного реактора только по истечении двадцати секунд после изменений, вызвавших введение положительной реактивности. Однако срабатывание A3 через 1,3 секунды, настроенной на период 10 секунд, не дает оператору такой возможности, оставляя его в роли пассивного наблюдателя. В то же время, если бы оператор знал, что значение установившегося периода будет не менее 20 секунд, он имел бы время предпринять адекватные действия, направленные на снижение мощности и недопущение срабатывание AЗ. А как известно, после срабатывания AЗ требуется продолжительное время для восстановления работоспособности ядерного реактора и выведения его в номинальный режим, что приводит к большим потерям энергии в энергосистеме. В этом заключается существенный недостаток способа-прототипа. Во втором случае при значительных (0,5βэф и более) положительных значениях вводимой реактивности срабатывание AЗ становится жизненно необходимым для предотвращения нарушений в работе ядерного реактора и выхода из строя его элементов. При этом чем быстрее срабатывает AЗ, тем меньше доля негативных последствий. График Фиг.1б, касающийся прототипа, получен путем подачи на вход импульсной аппаратуры ККНИ-01Р мощностного сигнала с параметрами, соответствующими положительной реактивности 0,5βэф. Как видно из этого графика, срабатывание AЗ происходит через 250 мс после введения положительной реактивности при уставке AЗ по периоду 10 сек и через 450 мс при уставке AЗ по периоду в 6 сек. Многократно сократить это время позволяет применение способа-прототипа, что иллюстрируется графиком Фиг.1в, который получен путем подачи на вход реактиметра ПИР-7 мощностного сигнала с параметрами, соответствующими положительной реактивности 0,5βэф и регистрации, соответствующей вычисляемой реактиметром в режиме реального времени реактивности. Из графика видно, что реактивность попадает в пятипроцентный интервал отклонения от установившегося значения уже через 50 мсек после ее введения. Известно, что существует определенная связь между реактивностью и установившимся периодом реактора, которая отражается формулой «обратных часов» [В.И.Владимиров. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов, М.: Энергоиздат, 1981, стр.142-143]. Интервалы времени вычисления соответствующих значений периода реактора, производимые микропроцессором по формуле «обратных часов», составляют порядка десятых долей миллисекунды, поэтому практически через 75 мсек после введения положительной реактивности 0,5 βэф будет вычислено установившееся значение периода реактора. Следовательно, сигнал AЗ будет вырабатываться по сравнению с прототипом в 3 раза быстрее при уставке AЗ по периоду прототипа на уровне 10 сек (tАЗ=t[АЗ]2/6) и в 6 раз быстрее при уставке AЗ по периоду прототипа на уровне 6 сек (tАЗ=t[AЗ]3/6).

Таким образом, применение предложенного способа обеспечивает, во-первых, сокращение времени установления измеряемого установившегося значения периода ядерного реактора, позволяя многократно ускорить введение сигнала AЗ по периоду ядерного реактора. Во-вторых, применение предложенного способа позволяет устранить ложные срабатываний AЗ по периоду за счет максимально быстрого получения оператором информации о значении установившегося периода реактора при отклонении от штатного режима, что дает ему возможность принимать решения о необходимости вмешательства в процесс управления реактором с учетом реально имеющего место установившегося значения периода реактора. Тем самым минимизируются возможные негативные последствия при аварийных ситуациях на ядерном реакторе.

Способ определения установившегося периода ядерного реактора, включающий обработку мощностного сигнала датчиков нейтронного потока, отличающийся тем, что мощностной сигнал подают на вход цифрового реактиметра, по изменению мощностного сигнала вычисляют реактивность, обрабатывают выходной сигнал реактиметра с помощью микропроцессора, при этом вычисляют разность между последовательными во времени значениями реактивности и после достижения этой разностью величины, не превышающей заданного значения, вычисляют установившийся период ядерного реактора по формуле «обратных часов».



 

Похожие патенты:

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.

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 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.

Изобретение относится к области управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных установок. Способ управления ядерным реактором осуществляется путем поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, посредством измерения параметров теплоносителя первого контура. Вводят уставку средней температуры теплоносителя первого контура, формируют сигнал отклонения от этой уставки вычисленной средней температуры теплоносителя и по полученному сигналу регулируют циркуляцию теплоносителя реактора, причем дополнительно вводят процесс включения и отключения регулятора средней температуры теплоносителя. При этом отключают регулятор средней температуры в момент включения в работу регулятора поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора, а включают - в момент окончания действия регулятора поддержания температуры теплоносителя на выходе реактора. Технический результат - устранение возможных ошибок расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и оптимизация эксплуатационных качеств пара, кпд. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области управления энергетическими установками, включая ядерные энергетические стационарные и транспортные установки, в том числе с жидкометаллическим теплоносителем и закритическими параметрами пара. Энергетической установкой управляют поддержанием температуры пара путем регулирования температуры теплоносителя первого контура на входе парогенератора по сигналу отклонения ее измеренного значения от своей уставки. При этом регулируют давление пара корректировкой заданного расхода питательной воды по сигналу отклонения измеренного давления пара от своей уставки с корректировкой уставки температуры теплоносителя первого контура на входе парогенератора по сигналу отклонения измеренной температуры пара от своей уставки. Корректировку уставки температуры теплоносителя первого контура на входе парогенератора включают при достижении измеренной температуры пара уставки включения корректора. Технический результат - исключение автоколебания системы за счет взаимной блокировки между корректировкой уставки температуры на входе парогенератора и корректировкой заданного расхода питательной воды. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области управления энергетическими установками, включая стационарные и транспортные ядерные энергетические установки, в том числе с жидко-металлическим теплоносителем ядерного реактора и закритическими параметрами пара. Давление пара регулируют управлением положения клапана питательной воды парогенератора по сигналу отклонения давления пара от своей уставки. При этом управляют скоростью насоса питательной воды по отклонению сигнала расхода питательной воды от своей уставки и корректируют сигнал расхода питательной воды по сигналу отклонения давления пара от своей уставки. Управляют клапаном питательной воды поочередно по сигналу отклонения давления пара от своей уставки или по отклонению положения клапана от своей уставки. Очередность управления устанавливают приоритетом регулирования давления пара перед регулированием положения клапана. Уставку положения клапана питательной воды изменяют в зависимости от заданного режима работы установки. Технический результат - повышение быстродействия регулятора пара, снижение его погрешности. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области управления энергетическими установками (ЯЭУ), включая стационарные и транспортные ядерные энергетические установки, в том числе с жидкометаллическим теплоносителем ядерного реактора и закритическими параметрами пара. Технический результат - повышение точности измерения расхода питательной воды за счет компенсации погрешности его измерителя. В способе управления ЯЭУ расход питательной воды парогенератора регулируют управлением насоса по сигналу отклонения расхода питательной воды от своей уставки, а также измеряют и регулируют давление пара. При этом производят интегрирование сигнала отклонения давления пара от своей уставки, по которому корректором изменяют масштаб сигнала расхода питательной воды. Введена уставка ограничения отклонения давления пара от своей уставки и уставка ограничения отклонения расхода питательной воды от своей уставки. При превышении уставок отключают сигнал от входа интегратора и останавливают процесс интегрирования. Когда указанных превышений уставок ограничения нет, интегратор работает. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в системах управления и защиты (СУЗ) водо-водяных энергетических реакторов (ЯР). Согласно изобретению комплекс электрооборудования (КЭ) СУЗ выполнен в виде блоков функциональных подсистем (ФП), включая ФП исполнительной части аварийной и предупредительной защиты (АЗ-ПЗ); электропитания (ЭП); программно-технического комплекса системы группового и индивидуального управления (ПТК СГИУ); программно-технического комплекса информационно-диагностической сети (ПТК ИДС) и ФП автоматического регулятора мощности реактора (АРМ), модули которых оснащены соответствующим функциональным электрооборудованием. ФП АЗ-ПЗ оснащена двумя независимыми комплектами электрооборудования (КЭ), выполненными с возможностью формирования исполнительных команд защит (ИКЗ) с передачей этих команд в оборудование ПТК СГИУ и АРМ. ФП функционально связаны и образуют совместно с другими системами СУЗ ЯР. Каждый комплект блока АЗ-ПЗ содержит модули для приема обобщенных сигналов АЗ и ПЗ; для формирования исполнительных команд АЗ; модули с прерывателями электропитания и модули для формирования исполнительных команд ПЗ. Технический результат - повышение надежности и безопасности эксплуатации ядерного реактора за счет непрерывного контроля всех его систем с возможностью многовариантного перехода на оптимальные режимы работы. 7 з.п. ф-лы, 1 табл., 4 ил.

Изобретение относится к автоматике и вычислительной технике и может быть использовано в системах контроля и управления безопасностью атомных станций (АЭС). Технический результат заключается в повышении надежности системы безопасности. Система включает станции ввода-вывода, станции приоритетного управления и контроллер автоматизации безопасности КА СБ каждого канала безопасности. При этом два независимых друг от друга комплекта программно-аппаратных средств образуют подканал А и подканал Б для выполнения функции канала безопасности и содержат контроллер КА СБ своего подканала, а каждая из шин ввода-вывода каждого подканала имеет структуру типа "дерево", верхним корневым узлом которого является соответственно процессорный модуль автоматизации контроллера КА СБ, нижними узлами являются модули связи с процессом МСП станций СВВ1-n и модули приоритетного управления МПУ станций СПУ1-m, а промежуточными узлами являются коммуникационные модули. 3 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в системах управления ядерными реакторами. В способ регулирования параметров ядерного реактора путем перемещения регулятором органов изменения реактивности по сигналу отклонения измеренного параметра от заданного значения дополнительно вводят операцию формирования характеристики регулятора по сигналу вычисленной положительной и отрицательной реактивности ядерного реактора и операцию коррекции коэффициента усиления регулятора в зависимости от значения и знака реактивности. При этом когда по сигналу отклонения измеренного параметра от заданного значения вводят сигнал вычисленной реактивности, коэффициент усиления регулятора уменьшают пропорционально увеличению положительной и отрицательной реактивности соответственно по заданному алгоритму коррекции. Технический результат - увеличение диапазона регулируемой глубины и скорости изменения мощности в процессе регулирования одного из параметров ядерного реактора при сохранении установленной безопасности. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.
Наверх