Способ управления ядерной энергетической установкой с реактором водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки


 


Владельцы патента RU 2470391:

Цисельская Таисия Александровна (UA)
Баскаков Владимир Евгеньевич (UA)
Максимов Максим Витальевич (UA)
Пелых Сергей Николаевич (UA)

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления ядерной установкой с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки. Способ предусматривает поддержание аксиального офсета в активной зоне реактора. При уменьшении мощности реактора одновременно осуществляют введение борной кислоты в теплоноситель первого контура и рабочей группы органов регулирования системы управления и защиты в активную зону реактора по пропорциональному закону регулирования, а также повышают давление пара в главном паровом коллекторе и парогенераторах. При достижении заданного промежуточного уровня мощности подачу борной кислоты прекращают и подают в первый контур «чистый дистиллят», а после прохождения максимума «йодной ямы» вводят борную кислоту. Для увеличения мощности реактора до нового стационарного уровня осуществляют одновременно введение «чистого дистиллята» в теплоноситель первого контура, выведение рабочей группы органов регулирования из активной зоны реактора по пропорциональному закону регулирования, а также понижают давление пара до величины, обеспечивающей постоянную температуру теплоносителя на входе в реактор. Технический результат - повышение стабильности поля энерговыделения в активной зоне реактора, повышение долговечности оболочек тепловыделяющих элементов, меньшее количество управляющих воздействий и более высокая надежность системы управления реактором при маневрировании мощностью.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления ядерной установкой с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки.

Использование атомных электростанций (АЭС) в покрытии графиков нагрузки энергосистемы приводит к качественному изменению требований, накладываемых на систему управления основными теплотехническими параметрами. Даже при работе АЭС в базовом режиме для энергоблоков большой мощности возникают проблемы при отработке внутренних и внешних возмущений системой управления, состоящей из отдельных локальных регуляторов. Перевод же реактора в режим наблюдения за нагрузкой заметным образом меняет условия работы конструкционных элементов, узлов и систем реакторной установки.

Наиболее жесткие требования при маневренном режиме работы предъявляются к подсистеме управления мощностью и энергораспределением в активной зоне (АКЗ) реактора. Отклонение поля энерговыделения от равновесной формы, а значит, и изменение линейной мощности тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) должно быть минимальным, поскольку в маневренном режиме оно имеет циклический характер и может привести при определенных условиях к преждевременному выходу из строя тепловыделяющих сборок.

Одной из основных величин, характеризующих нейтронное поле и, следовательно, энерговыделение в АКЗ реактора является аксиальный офсет (АО), являющийся мерой изменения аксиального энергораспределения. Аксиальный офсет (в процентах) определяется как разность мощностей верхней и нижней половин активной зоны, отнесенная к ее полной мощности. Выбор АО как характеристики нейтронного поля обоснован тем, что его первая гармоника вносит основной вклад в распределение энерговыделения в АКЗ. Поэтому поведение АО в переходных режимах во многом характеризует устойчивость энергораспределения, и, управляя аксиальным офсетом, можно достаточно эффективно управлять нейтронным полем.

При наблюдении за нагрузкой всякий раз, когда в результате изменения мощности и движения стержней возникает опасность, что АО выйдет за допустимые пределы, оператор должен принудить стержни занять положение, при котором офсет имеет приемлемую величину.

Известен способ управления (ЯЭУ), заключающийся в перемещении стержней регулирования при изменении мощности реактора или внешней нагрузки с поддержанием при этом оптимального аксиального офсета (см. патент US N 4222822, МПК G21C 7/00, опубл. 16.09.80). Данный известный способ предусматривает также борную систему регулирования.

Известен также способ управления ЯЭУ с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки, заключающийся в отслеживании указанных изменений системой регулирования турбины, установку требуемой в соответствии с указанными изменениями мощности турбины при помощи регулирующего клапана, изменяющего расход пара на турбину, последующее перемещения органов регулирования в соответствии с указанными изменениями с поддержанием при этом АО в АКЗ (см. заявка GB N 2122409, МПК G21C 7/00, опубл. 1984). Кроме того, данный известный способ предусматривает возможность установки требуемой мощности турбины вручную оператором или автоматически внешней управляющей системой, а также борное регулирование мощности реактора.

Недостатком вышеописанных известных способов является значительное использование системы борного регулирования мощности ядерного реактора, поскольку быстродействие этой системы невелико и ухудшается по мере уменьшения концентрации бора в течение кампании реактора.

Наиболее близким к заявляемому изобретению является способ управления ЯЭУ, изложенный в описании к патенту на изобретение Российской Федерации №2173895.

Способ осуществляется следующим образом.

В соответствии с изменением мощности реактора или внешней нагрузки вручную оператором или автоматически внешней управляющей системой устанавливают требуемую мощность турбины при помощи регулирующего клапана, изменяющего расход пара на турбину. Штатную систему органов регулирования разбивают на несколько групп (подгрупп), число которых и количество органов регулирования в которых определяют заранее, исходя из коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и момента кампании реактора. Осуществляют контроль за величиной, характеризующей рассогласование между действительными мощностью реактора и мощностью турбины. Путем изменения глубины погружения и взаимного положения указанных групп и подгрупп стержней осуществляют изменение мощности реактора, поддержание исходного значения АО и поддержание в заданных пределах указанной величины рассогласования. При изменении мощности реактора верхнее значение давления пара в главном паровом коллекторе ограничивают величиной, равной значению давления открытия редукционного клапана, расположенного в ГПК.

Данный способ выбран прототипом.

Общим для прототипа и заявляемого изобретения является поддержание аксиального офсета эффекта в активной зоне реактора.

Недостатком вышеописанного способа-прототипа является более частое, а также более значительное влияние на органы регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ), поскольку это:

а) изъятие ОР СУЗ с АКЗ приводит к более частым и более значительным скачкам линейной мощности в тепловыделяющих элементах, расположенных вблизи поглощающих стержней (ПС) СУЗ на границе их движения, что вызывает значительные напряжения, способствующие разрушению оболочек ТВЭЛ;

б) приводит к большей амплитуде изменения АО, что может стать причиной возникновения переходных процессов на ксенон, так называемых ксеноновых колебаний, в свою очередь приведет к циклической смене линейной мощности ТВЭЛ по высоте и может способствовать разрушению оболочек ТВЭЛ.

В основу изобретения поставлена задача разработать усовершенствованный способ управления ядерной энергетической установкой с реактором водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки, в котором путем изменения порядка выполнения технологических операций обеспечить более высокую стабильность поля энерговыделения в активной зоне реактора, более высокую долговечность оболочек тепловыделяющих элементов, меньшее количество управляющих воздействий и более высокую надежность системы управления реактором при маневрировании мощностью.

Поставленная задача решена в способе управления ядерной энергетической установкой с реактором водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки, предусматривающем поддержание аксиального офсета в активной зоне реактора, тем, что при уменьшении мощности реактора одновременно осуществляют введение борной кислоты в теплоноситель первого контура и рабочей группы органов регулирования системы управления и защиты в активную зону реактора по пропорциональному закону регулирования, а также повышают давление пара в главном паровом коллекторе и парогенераторах до величины, обеспечивающей постоянную температуру теплоносителя на входе в реактор, а при достижении заданного промежуточного уровня мощности реактора, подачу борной кислоты прекращают и при достижении заданного уровня мощности подают в первый контур «чистый дистиллят», а после прохождения максимума «йодной ямы» для стабилизации мощности реактора на заданном уровне вводят борную кислоту, а для увеличения мощности реактора до нового стационарного уровня осуществляют одновременно введение «чистого дистиллята» в теплоноситель первого контура, выведение рабочей группы органов регулирования системы управления и защиты из активной зоны реактора по пропорциональному закону регулирования, а также понижают давление пара в главном паровом коллекторе и парогенераторах до величины, обеспечивающей постоянную температуру теплоносителя на входе в реактор.

В отличие от прототипа, в изобретении заявляется:

а) перемещается только одна группа ОР СУЗ, в связи с чем значительно меньшее количество ТВЭЛ испытывает скачкообразное увеличение линейной мощности при движении ОР СУЗ вверх;

б) значительно меньше амплитуда необходимого перемещения ОР СУЗ, что уменьшает зону ТВЭЛ, которая испытывает циклическую нагрузку, а также повышает долговечность оболочек ТВЭЛ;

в) улучшаются условия работы сварных соединений №111 ПГ;

г) для стабилизации поля энерговыделения в аксиальном направлении используются внутренне присущие АКЗ свойства;

д) значительно меньше амплитуда расхождения графиков мгновенного и равновесного АО, что уменьшает вероятность возникновения «ксеноновых колебаний» (пространственного перераспределения энерговыделения в объеме АКЗ, вызванного переходными процессами на ксеноне) и уменьшает дополнительную нагрузку оболочек ТВЭЛ при пространственном перераспределении энерговыделения в объеме АКЗ в результате переходных процессов на ксеноне;

е) при уменьшении мощности реактора поддержания необходимого уровня мощности осуществляется одновременно перемещением регулирующей группы ОР СУЗ и введением борной кислоты, а затем перемещением регулирующей группы и использованием эффекта самоотравления АКЗ;

ж) в течение всего маневра температура теплоносителя на входе в АКЗ поддерживается постоянной.

Способ осуществляется следующим образом.

При необходимости снижения мощности реактора оператор отключает автоматический регулятор мощности. Затем:

1) с помощью насоса борного концентрата и подпитывающего агрегата осуществляет введение раствора борной кислоты в теплоноситель первого контура в количестве, определяемом необходимой глубиной разгрузки и со скоростью, определяемой необходимой скоростью выгрузки;

2) одновременно, оператор реактора вводит рабочую группу ОР СУЗ в АКЗ по пропорциональному закону регулирования со скоростью и с положением, что обеспечивает постоянное значение мгновенного АО;

3) одновременно, оператор турбины закрытием регулирующего клапана (РК), что изменяет расход пара на турбину, повышает давление пара в ГПК и ПГ со скоростью и до значения, что обеспечивает постоянную температуру теплоносителя первого контура на входе в реактор.

При достижении уровня мощности Nпром. введение раствора борной кислоты прекращается и снижение мощности до значения Nзад. происходит за счет переходных процессов на ксеноне («отравление» реактора), а также продолжающихся действий операторов по пп.2 и 3.

После того, как мощность реактора достигнет Nзад, подпиточных агрегатом с деаэратора борного регулирования в первый контур подается вода без бора («чистый дистиллят») в количестве, необходимом для стабилизации мощности на заданном уровне.

После прохождения максимума «йодной ямы», для предотвращения роста мощности реактора за счет переходных процессов на ксеноне («разоотравления» реактора), в реактор насосом борного концентрата и подпиточным агрегатом подается раствор борной кислоты в количестве, необходимом для поддержания Nзад.

При поступлении заявки на восстановление мощности:

1а) операторы с помощью подпитывающего агрегата вводят в первый контур «чистый дистиллят» в количестве, определяемом новым Nзад.;

2а) одновременно, оператор турбины открытием регулирующего клапана, изменяющего расход пара на турбину, снижает давление пара в ГПК и ПГ со скоростью и до значений, обеспечивающих постоянное значение температуры теплоносителя на входе в реактор;

3а) одновременно, оператор реактора выводит рабочую группу ОР СУЗ с АКЗ по пропорциональному закону регулирования со скоростью и до значений, обеспечивающих постоянное значение мгновенного АО.

После достижения нового Nзад. мощность реактора поддерживается изменением концентрации борной кислоты в первом контуре, а подавление незначительных ксеноновых колебаний осуществляется незначительным перемещением регулирующей группы ОР СУЗ.

Способ управления ядерной энергетической установкой с реактором водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки, предусматривающий поддержание аксиального офсета в активной зоне реактора, отличающийся тем, что при уменьшении мощности реактора одновременно осуществляют введение борной кислоты в теплоноситель первого контура и рабочей группы органов регулирования системы управления и защиты в активную зону реактора по пропорциональному закону регулирования, а также повышают давление пара в главном паровом коллекторе и парогенераторах до величины, обеспечивающей постоянную температуру теплоносителя на входе в реактор, а при достижении заданного промежуточного уровня мощности реактора подачу борной кислоты прекращают и при достижении заданного уровня мощности подают в первый контур «чистый дистиллят», а после прохождения максимума «йодной ямы» для стабилизации мощности реактора на заданном уровне вводят борную кислоту, а для увеличения мощности реактора до нового стационарного уровня осуществляют одновременно введение «чистого дистиллята» в теплоноситель первого контура, выведение рабочей группы органов регулирования системы управления и защиты из активной зоны реактора по пропорциональному закону регулирования, а также понижают давление пара в главном паровом коллекторе и парогенераторах до величины, обеспечивающей постоянную температуру теплоносителя на входе в реактор.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке легководных реакторов сверхкритического давления с перегревом пара. .

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

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к поглощающим элементам системы управления и защиты корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных поглощающих элементов с различным поперечным сечением или сборок, содержащих набор поглощающих элементов (ПЭЛ) или набор топливных элементов и ПЭЛ.

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу изготовления поглощающих сердечников с регулируемой поглощающей способностью из материала, поглощающего нейтроны, и предназначенных для применения в поглощающих элементах системы управления и защиты ядерных энергетических реакторов.
Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при проведении испытаний твэлов в режиме циклического изменения мощности в исследовательском ядерном реакторе.

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 ядерным реакторам, в частности к управляющим сборкам реактора. .

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты

Изобретение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования скорости накопления изотопа кобальта-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом, и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на увеличение скорости накопления изотопа кобальта-60 в ядерном канальном ядерном реакторе

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности
Изобретение относится к конструктивным элементам ядерного реактора на бегущей волне деления. Узел управления потоком теплоносителя соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. Узел управляет потоком теплоносителя в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в модуль ядерного деления. 18 з.п. ф-лы, 54 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управление местоположением, скоростью и профилем фронта горения также управляет флюенсом нейтронов, как это испытывается конструкционными материалами тепловыделяющей сборки, с целью снижения риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. Изобретение направлено на оптимизацию управления глубиной выгорания топлива. 3 н. и 55 з.п. ф-лы, 71 ил.
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности. Сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе титана содержит, вес. %: углерод 0,03-0,10; железо 0,15-0,25; кремний 0,05-0,12; азот 0,01-0,04; алюминий 1,8-2,5; цирконий 2,0-3,0; самарий 0,5-5,0; титан и примеси остальное. Сплав обладает повышенным уровнем поглощения тепловых нейтронов, высокими эксплуатационными и пластическими свойствами. 3 табл., 1 пр.

Изобретение относится к материалам, пригодным в качестве выгорающих поглотителей в ядерных реакторах, к элементам, содержащим эти материал, а также к способам их применения. Выгорающие поглотительные материалы по изобретению могут включать природный иридий и обогащенный иридий-193. Элементы по изобретению могут быть изготовлены, сформированы и размещены, чтобы обеспечить требуемые эффекты выгорающих поглотителей, в активной зоне ядерного реактора в составе таких элементов, как верхняя и нижняя стыковые накладки, трубка для воды, разделитель и технологический канал. Выгорающий поглотитель по существу преобразуется только в платину после выдержки в потоке нейтронов в работающем реакторе. Технический результат - улучшение нейтронных характеристик и/или экранирования нейтронного потока в традиционно неиспользуемых местах активной зоны. 3 н. и 6 з.п. ф-лы, 7 ил.
Наверх