Способ управления ядерным реактором


 


Владельцы патента RU 2470392:

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. Способ управления ядерным реактором заключается в регулировании мощности по сигналам датчиков мощности путем управления по каналу введения положительной реактивности и по каналу введения отрицательной реактивности рабочими органами изменения реактивности. Канал регулятора управления регулятора введением положительной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно влияющего на изменение плотности потока нейтронов в области наименьшего энерговыделения или наибольшего запаса по энергонапряженности, а канал регулятора управления регулятора введением отрицательной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно изменяющего плотность потока нейтронов в области наибольшего энерговыделения или наименьшего запаса по энергонапряженности. Области наименьшего и наибольшего энерговыделения или наибольшего и наименьшего запаса по энергонапряженности определяют по математической модели ядерного реактора, в котором имитация процессов ядерного реактора осуществляется синхронно с процессами, происходящими в ядерном реакторе. Технический результат - повышение точности управления распределением энерговыделения или запаса по энергонапряженности и регулирования мощности ядерного реактора, улучшение равномерности выгорания топлива, увеличение ресурса активной зоны, повышение безопасности ядерного реактора и расширение области применения. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к области управления ядерными реакторами, и может быть использовано при регулировании мощности реактора атомной станции.

Известны способы управления ядерным реактором, заключающиеся в автоматическом регулировании мощности и управлении распределением энерговыделения по активной зоне (Филимонов П.Е., Аверьянова С.П., Филимонова М.П. Управление рабочими органами СУЗ в маневренном режиме работы ВВЭР-100 // Атомная энергия. 1988. Т.84. Вып.5 [1]; Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981 [2]).

Недостаток способа [1] состоит в том, что управление распределением энерговыделения сводится к управлению аксиальным офсетом. При этом осуществляется интегральное воздействие на энергетическое поле активной зоны без воздействия на энерговыделение в ее конкретной области. Это ограничивает возможность повышения точности управления распределением энерговыделения по активной зоне. Последовательный контроль одним прибором параметров всех внутриреакторных первичных преобразователей в реакторе типа ВВЭР не позволяет использовать их сигналы в оперативном управлении распределением энерговыделения.

Недостаток способа [2] заключается в нарушении выполнения функций одной системы (регулирование мощности реактора) другой системой (управление распределением энерговыделения), ухудшении результата эффективности управления ядерным реактором, ухудшении точности регулирования мощности ядерного реактора и распределения энерговыделения.

Кроме того, недостаток способов [1] и [2] состоит и в том, что значение энерговыделения в реакторе не может служить достаточно полной характеристикой состояния активной зоны, так как является лишь частным случаем характеристики энергонапряженности основных элементов активной зоны.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому техническому решению - прототипом, является способ управления ядерным реактором, заключающийся в регулировании мощности по сигналам датчиков мощности путем управления по каналу введения положительной реактивности и по каналу введения отрицательной реактивности, а также в определении по сигналам датчиков параметров ядерного реактора областей активной зоны с наименьшими и наибольшими энерговыделениями или запасами по энергонапряженности для управления распределением запаса по энергонапряженности по активной зоне рабочими органами изменения реактивности. При этом канал управления введением положительной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно влияющего на изменение плотности потока нейтронов в области наименьшего энерговыделения или наибольшего запаса по энергонапряженности, а канал управления регулятора введением отрицательной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно изменяющего плотность потока нейтронов в области наибольшего энерговыделения или наименьшего запаса по энергонапряженности (См. Патент №2190267 РФ. Способ управления ядерным реактором / Т.П.Юркевич, В.Г.Назарян, Ю.Г.Юркевич // Приоритет от 19.07.2000).

Недостатки этого известного способа заключаются в ограниченной области его применения и сложности повышения точности управления энергораспределением. Объясняется это тем, что для повышения точности управления распределением запаса по энергонапряженности или распределением энерговыделения необходимо увеличивать количество первичных преобразователей контролируемых параметров внутри активной зоны. Ограничивающими условиями для применения этого способа служат следующие факторы. Во-первых, в водо-водяных реакторах - высокое давление, в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем - высокая температура в активной зоне. Во-вторых, большое количество первичных преобразователей (до двухсот и более) требует большого количества кабельных линий связи и аппаратуры. Если сигналы применять в системах управления реактором, то для повышения надежности необходимо их дублирование, что еще больше увеличивает количество первичных преобразователей, аппаратуры и линий связи. А это усложняет их монтаж и эксплуатацию, особенно на крышке реактора. Кроме того, выход из строя внутриреакторного детектора требует перестройки алгоритма управления, что усложняет схему управления, снижает ее надежность.

Задача предлагаемого изобретения заключается в повышении точности управления распределением запаса по энергонапряженности или распределением энерговыделения и регулирования мощности ядерного реактора, улучшении равномерности выгорания топлива, увеличении ресурса активной зоны, повышении надежности управления ядерным реактором с одновременным расширением области применения.

Поставленная задача решается предложенной совокупностью существенных признаков.

Способ управления ядерным реактором осуществляют с использованием сигналов первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора, включая управление по каналу введения положительной реактивности и по каналу введения отрицательной реактивности рабочими органами изменения реактивности, при этом канал управления регулятора введением положительной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно влияющего на изменение плотности потока нейтронов в области наименьшего энерговыделения или наибольшего запаса по энергонапряженности, а канал управления регулятора введением отрицательной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно изменяющего плотность потока нейтронов в области наибольшего энерговыделения или наименьшего запаса по энергонапряженности, причем области наименьшего и наибольшего энерговыделения или наибольшего и наименьшего запаса по энергонапряженности определяют по предварительно сформированной математической модели ядерного реактора, в которой имитацию процессов ядерного реактора осуществляют синхронно с процессами, происходящими в ядерном реакторе, при этом

- синхронность работы математической модели с работой ядерного реактора устанавливают по сигналам первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора;

- по сигналам первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора осуществляют корректировку математической модели реактора.

Способ может быть реализован как в ручном, так и в автоматическом режиме управления.

Вариант реализации предлагаемого способа автоматического регулирования мощности и управления распределением запаса по энергонапряженности в активной зоне показан на представленной иллюстрации (см. чертеж),

где ПП КП - первичные преобразователи контролируемых параметров реактора;

УВК макс. ЭВ - устройство выбора рабочего органа изменения реактивности в области с наибольшим энерговыделением или наименьшим запасом по энергонапряженности;

УВК мин. ЭВ - устройство выбора рабочего органа в области с наименьшим энерговыделением или наибольшим запасом по энергонапряженности;

БР - блок разности между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности;

БФ - блок формирования сигнала превышения разности между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности над заданным значением Uу;

КУ (+) ρ - канал автоматического регулятора мощности (АРМ) управления изменением положительной реактивности;

КУ (-) ρ - канал управления изменением отрицательной реактивности;

1РР - блок управления первым приводом рабочего органа регулирования РР;

nРР - блок управления n-м приводом рабочего органа регулирования РР;

ФСУ - формирователь сигнала управления АРМ;

Nи - сигнал измеренной мощности;

Nу - сигнал заданного уровня мощности;

1 - логическое устройство ИЛИ.

Сигналы величин энерговыделения или запаса по энергонапряженности в заданных областях активной зоны математической модели ядерного реактора поступают в УВК макс. ЭВ и УВК мин. ЭВ, где определяются области с максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности активной зоны, а также привод органа регулирования от 1РР до nРР~, наиболее сильно влияющего на изменение энерговыделения или энергонапряженности в соответствующей области. По сигналу максимального энерговыделения или минимального запаса по энергонапряженности подается сигнал разрешения включения привода РР в канале управления введением отрицательной реактивности автоматическим регулятором АРМ. Разрешение на включение привода РР в канале управления введением положительной реактивности осуществляется по сигналу минимального энерговыделения или максимального запаса по энергонапряженности. Если сигнал заданного уровня мощности Nу превысит сигнал измеренной мощности Nи, то по сигналу Ф СУ увеличения мощности АРМ включит канал управления введением положительной реактивности. К этому каналу подключен привод РР компенсирующего органа в области наименьшего энерговыделения или наибольшего запаса по энергонапряженности. Введение положительной реактивности в этой области вызовет увеличение плотности нейтронного потока, увеличение энерговыделения и энергонапряженности, уменьшение запаса по энергонапряженности. Если в процессе увеличения мощности наименьшее энерговыделение или наибольший запас по энергонапряженности возникнет в другой области активной зоны, то включится другой, соответствующий этой области привод РР, увеличивая плотность нейтронного потока в этой области и т.д. до окончания работы АРМ. Если сигнал измеренной мощности Nи превысит сигнал заданного уровня мощности Nу, то по сигналу Ф СУ уменьшения мощности АРМ включит канал введения отрицательной реактивности, где подключен привод РР в области с наибольшим энерговыделением или наименьшим запасом по энергонапряженности. Введение отрицательной реактивности будет уменьшать плотность потока нейтронов, уменьшит энерговыделение или увеличит запас по энергонапряженности в этой области. Разность между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности вычисляется в блоке разности БР. Значение разности из БР поступает в блок формирования БФ, где сравнивается с допустимым значением разности между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности Uу. Сигнал превышения этой разницы через логическую схему ИЛИ включает привод РР области наибольшего энерговыделения или наименьшего запаса по энергонапряженности. Введение отрицательной реактивности будет производиться до тех пор, пока не исчезнет сигнал с выхода блока БФ, когда разность между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности перестанет превышать допустимое значение Uу. Если в процессе введения отрицательной реактивности максимальное энерговыделение или минимальный запас по энергонапряженности возникнет в другой области, то подключится другой привод РР и т.д. Так как в процессе введения отрицательной реактивности мощность ядерного ректора уменьшается, то может появиться сигнал на повышение уровня мощности. АРМ включит канал введения положительной реактивности, включится привод РР в области минимального энерговыделения или максимального запаса по энергонапряженности. Это ускорит процесс выравнивания распределения энерговыделения или запаса по энергонапряженности в активной зоне. Таким образом, во всех случаях в процессе регулирования уровня мощности автоматический регулятор действует в направлении выравнивания распределения энерговыделения или запаса по энергонапряженности в активной зоне.

Если регулирование распределения энерговыделения или запаса по энергонапряженности осуществляется в многопараметрическом пространстве, то есть в рамках системы ограничений, налагаемых на запасы тепловыделяющих сборок по кризису теплообмена, по линейной нагрузке, по температурному подогреву теплоносителя и т.д., то на каждом шаге регулирования для каждой локальной области активной зоны, отнесенной к отдельному каналу введения реактивности, на основе сигналов соответствующих датчиков и с использованием результатов расчетов, производимых в устройствах выбора рабочего органа изменения реактивности в областях с наименьшим и наибольшим энерговыделением или запасом по энергонапряженности УВК мин. ЭВ и УВК макс. ЭВ определяется набор параметрических коэффициентов запаса. Управление распределением запаса по энергонапряженности, ориентированное на достижение минимума или максимума обобщенного параметра-ограничения, предполагает, что в системе используемых параметров-ограничений установлена иерархия приоритетов, в соответствии с которой каждому из этих параметров присвоен, например, свой относительный "вес", отражающий его значение в общей задаче обеспечения безопасности и эффективности управления конкретного ядерного реактора. Для каждой локальной области активной зоны формируется обобщенный параметр-ограничение, представляющий собой или наименьший из коэффициентов запаса данного набора или сумму параметров-ограничений, взятых с коэффициентами, пропорциональными "весам" этих параметров.

Если в качестве выходных параметров математической модели ядерного реактора используется плотность потока нейтронов в заданной области активной зоны, то предлагаемый способ позволяет одновременно с регулированием интегральной мощности реактора производить выравнивание запаса по энергонапряженности путем управления распределением энерговыделения в локальных участках реактора.

Если в качестве выходных параметров математической модели ядерного реактора используется температура теплоносителя на входе и на выходе отдельных каналов, то предлагаемый способ позволяет одновременно с регулированием интегральной мощности реактора производить выравнивание запаса по энергонапряженности путем выравнивания распределения температуры теплоносителя между каналами реактора регулированием мощности в локальных участках реактора. По сигналам измерительных температурных трактов лишь выбирается канал управления регулятора, а регулирование мощности осуществляется по сигналам практически безынерционных нейтронных детекторов, что увеличивает быстродействие регулятора, улучшает качество переходных процессов.

Предложенный способ управления ядерным реактором позволяет одним регулятором осуществлять одновременно локальное и интегральное регулирование мощности реактора, что повышает качество регулирования, а также обеспечивает автоматизацию управления распределением энергонапряженности или энерговыделения по активной зоне. Кроме того, совмещение управления распределением энерговыделения или энергонапряженности с процессом автоматического регулирования мощности улучшает качество распределения энергонапряженности или энерговыделения по активной зоне, повышает равномерность выгорания топлива, увеличивает ресурс активной зоны, повышает безопасность ядерного реактора. При этом способ можно использовать в управлении ядерным реактором любого типа с любым видом теплоносителя, что расширяет диапазон его применения. Применение способа позволяет уменьшить количество внутриреакторных преобразователей, линий связи и аппаратуры, поскольку для верификации математической модели достаточно контролировать определенные области, а не отдельные точки активной зоны. Выход из строя отдельных внутриреакторных детекторов практически не повлияет на работу системы управления, поскольку по сигналам внутриреакторных преобразователей осуществляется не управление реактором, а верификация математической модели реактора.

Дополнительный положительный эффект при использовании предлагаемого способа заключается в следующем. В качестве регулирующих органов можно использовать на равных условиях все органы изменения реактивности, включая топливные кассеты, которые влияют на реактивность локальных областей активной зоны ядерного реактора. Это улучшит равномерность компенсации и распределения энергонапряженности или энерговыделения по активной зоне, что позволит увеличить максимальную мощность ядерного реактора. Одновременно появляется возможность унифицировать все приводы рабочих органов. Все вместе позволяет упростить систему управления, повысить ее надежность.

1. Способ управления ядерным реактором с использованием сигналов первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора, включая управление по каналу введения положительной реактивности и по каналу введения отрицательной реактивности рабочими органами изменения реактивности,
при этом канал управления регулятора введением положительной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно влияющего на изменение плотности потока нейтронов в области наименьшего энерговыделения или наибольшего запаса по энергонапряженности, а канал управления регулятора введением отрицательной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно изменяющего плотность потока нейтронов в области наибольшего энерговыделения или наименьшего запаса по энергонапряженности, отличающийся тем, что области наименьшего и наибольшего энерговыделения или наибольшего и наименьшего запаса по энергонапряженности определяют по предварительно сформированной математической модели ядерного реактора, в которой имитацию процессов ядерного реактора осуществляют синхронно с процессами, происходящими в ядерном реакторе.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что синхронность работы математической модели с работой ядерного реактора устанавливают по сигналам первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что по сигналам первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора осуществляют корректировку математической модели реактора.



 

Похожие патенты:

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

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 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