Способ управления ядерным реактором


 


Владельцы патента RU 2482558:

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

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. Способ быстрого снижения мощности позволяет большинство остановок реактора по сигналам аварийной защиты (AЗ) перевести в режим предварительной защиты или быстрого глубокого регулируемого снижения мощности, что при сохранении уровня безопасности снизит вероятность экономических потерь, особенно в случае ложных срабатываний AЗ. Способ управления ядерным реактором заключается в регулировании мощности, в том числе снижении ее до уставки снижения мощности. По сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения и в зависимости от режима работы ядерного реактора изменяют регулируемый параметр. При этом вводят уставку подкритичности, уставку изменения уставки подкритичности, вычисляют реактивность, формируют сигнал отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и отклонение измеренной мощности от уставки снижения. Автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения регулируемого параметра от его заданного значения и включают на управление по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности. При уменьшении мощности до уставки изменения уставки подкритичности изменяют уставку подкритичности. Автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и включают на управление по отклонению измеренной мощности от уставки снижения мощности. По сигналу изменения уставки подкритичности уставку мощности изменяют до нуля. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами.

Известны способы управления ядерным реактором, заключающиеся в автоматическом регулировании мощности, включая снижение ее до уставки снижения мощности, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, при этом, в зависимости от режима работы ядерного реактора, изменяют регулируемый параметр (Плютинский В.И., Погорелов В.И. Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС.- М.: Энергоатомиздат, 1983. § 6,3, стр.101-106, рис.6.13 [1]. Г.П.Юркевич. Системы управления ядерными реакторами. Принципы работы и создания. Под ред. акад. Н.С.Хлопкина. - М.: ЭЛЕКС-КМ, 2009. § 6.2.2 [2]).

Недостаток способов [1] и [2] состоит в том, что они не позволяют осуществлять быстрое и глубокое регулируемое снижение мощности до низкого уровня, например, ниже естественных тепловых потерь реактора, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, используемого в применяемых способах. Причиной недостатка служит увеличение относительного вклада запаздывающих нейтронов в плотность потока нейтронов и, соответственно, в сигнал нейтронного детектора в процессе снижения мощности. Это приводит к уменьшению скорости изменения мощности по мере ее снижения, к вводу значительной отрицательной реактивности, к увеличению времени переходного процесса и величины перерегулирования по мощности. После достижения сигналом контролируемой мощности заданного значения мощности для вывода реактора в критическое положение необходимо длительное время, за которое происходит большое перерегулирование по мощности, снижение ее до уровня ниже регулируемого значения.

Поскольку на уровнях мощности, которые ниже остаточных тепловыделений, регулирование реактора возможно только по сигналу нейтронных детекторов, а на энергетических уровнях мощности регулирование производится по разным параметрам, более близким аналогом служит способ управления ядерным реактором, заключающийся в автоматическом регулировании мощности, включая снижение ее до уставки снижения мощности, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, при этом, в зависимости от режима работы ядерного реактора, изменяют регулируемый параметр [1].

Задача предлагаемого изобретения заключается в исключении большого перерегулирования по мощности и времени перерегулирования, а также введения излишней отрицательной реактивности, приводящих к потере автоматического регулирования реактора по мощности при быстром и глубоком регулируемом снижении мощности до низкого уровня, например, не превышающего естественных тепловых потерь реактора.

Поставленная задача и получаемый технический результат реализуются предложенной совокупностью существенных признаков:

Способ управления ядерным реактором автоматическим регулятором, заключающийся в регулировании мощности ядерного реактора по поступающим сигналам, в том числе снижении ее до уставки снижения мощности, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, при этом, в зависимости от режима работы ядерного реактора, изменяют регулируемый параметр, причем дополнительно вводят уставку подкритичности, уставку изменения уставки подкритичности и вычисляют реактивность, формируют сигнал отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и отклонения измеренной мощности от уставки снижения, при этом автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения регулируемого параметра от его заданного значения и включают на управление по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности, затем при уменьшении мощности до уставки изменения уставки подкритичности изменяют уставку подкритичности, а когда подкритичность ядерного реактора становится равной измененной уставке подкритичности, автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и включают на управление по отклонению измеренной мощности от уставки снижения мощности, при этом

- вводят дополнительную уставку мощности реактора, значение которой выше уставки снижения мощности и которая используется в качестве уставки изменения уставки подкритичности, и формирование сигнала отклонения измеренной мощности от дополнительной уставки мощности реактора, по которому изменяют уставку подкритичности;

- по сигналу изменения уставки подкритичности ее изменяют до нуля.

Пример реализации предлагаемого способа автоматического регулирования мощности показан на фигуре с пояснениями в описании, где использованы следующие обозначения:

ΔРЭМ - сигнал отклонения регулируемого параметра от заданного значения, регулирования мощности реактора;

ПРУ - переключатель режима управления ядерного реактора (ЯР);

ЭПРО - электропривод регулирующего органа;

ФСАР - формирователь сигнала автоматического управления ΔАР электроприводом регулирующего органа;

ρв - сигнал вычисленной реактивности;

ВР - вычислитель реактивности ρв, в единицах которой определяется подкритичность ядерного реактора;

ρу - уставка подкритичности;

Δρ- сигнал отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности, сигнал управления автоматическим регулятором (Δρ=ρув);

Nи - измеренная мощность;

NУСМ - уставка снижения мощности;

NУИП - уставка мощности изменения заданной подкритичности;

ΔN0 - сигнал отклонения измеренной мощности от уставки мощности изменения заданной реактивности (ΔN0=NУИП-NИ);

ΔNAP - сигнал отклонения измеренной мощности от уставки снижения мощности, сигнал управления автоматическим регулятором (ΔNAP=NУСМ-NИ);

РОСМ - переключатель с управления автоматическим регулятором по сигналу Δρ на управление по сигналу ΔNАP;

ΔN0=0 и Δρ=0 - сигналы управления формирователем ФСП;

ФСП - формирователь сигнала включения переключателя РОСМ, когда в ФСП присутствуют одновременно сигналы Δρ=0 и ΔN0=0.

Автоматический регулятор состоит из ФСАР и ЭПРО.

Работает схема следующим образом. Когда оператор или по автоматическая программа выдает сигнал на снижение мощности до заданного уровня снижения мощности уставкой NУСМ, переключатель режима управления ПРУ отключает автоматический регулятор от управления по сигналу ΔРЭМ на управление по сигналу Δρ. Автоматический регулятор будет вводить отрицательную реактивность до того момента, когда сигнал вычисленной отрицательной реактивности станет равен уставке подкритичности ρУ. При этом сигнал автоматического управления Δρ станет равным нулю, автоматический регулятор выключится. Мощность реактора будет снижаться в соответствии с подкритичностью, установленной автоматическим регулятором. Когда сигнал измеренной мощности NИ станет равным уставке мощности изменения заданной подкритичности NУИП, сигнал ΔN0=NУИП-NИ=0 поступит в устройство ФСП, где запомнится, и в задатчик подкритичности ρу, где изменит уставку подкритичности ρУ. Поскольку уставка NУИП выше уставки снижения мощности NУСМ, то сигнал изменения уставки подкритичности ρу придет раньше, чем мощность снизится до уставки снижения мощности NУСМ. Измененная уставка подкритичности меньше прежней уставки подкритичности. В общем случае измененная уставка подкритичности ρу устанавливается равной нулю. Автоматический регулятор будет уменьшать подкритичность реактора, снижение мощности будет замедляться. Когда сигнал вычисленной реактивности станет равным нулю, то есть равным новой уставке подкритичности, то он поступит в устройство ФСП, где ранее был запомнен сигнал ΔN0=NУИП-NИ=0. Устройство ФСП выдаст сигнал на переключатель РОСМ, который переключит автоматическое регулирование с управления автоматического регулятора по сигналу Δρ на управление по сигналу ΔNAP=NУСМ-NИ. Поскольку в этот момент реактор находится в критическом состоянии, то качество переходного процесса будет определяться разностью между сигналом измеренной мощности и уставкой NУСМ; а она, в свою очередь, величиной NУИП. Значение NУИП зависит от значений уставки снижения мощности NУСМ и уставки подкритичности ρу, а также от времени вывода из подкритического в критическое состояние реактора, которое зависит от скорости введения реактивности органами регулирования. Значения NУИП определяется или уточняется при математическом моделировании процесса.

Внедрение предлагаемого способа позволяет получить следующий технический результат. Предлагаемый способ регулируемого снижения мощности применим, практически, до любого контролируемого уровня мощности, при котором осуществляется вычисление реактивности с точностью и быстродействием, обеспечивающими надежный и безопасный процесс автоматического регулирования. Существующие способы автоматического снижения мощности ядерного реактора выполнить это не могут.

Предложенный способ управления ядерным реактором исключает большое перерегулирование по мощности и введение большой отрицательной реактивности, приводящие к потере автоматического регулирования реактора по плотности нейтронного потока при быстром и глубоком регулируемом снижении мощности до низкого уровня, например, не превышающего естественных тепловых потерь реактора.

Этот способ близок и не хуже остановки реактора по сигналу аварийной защиты (АЗ), поскольку при возникновении аварийной ситуации обеспечивает контролируемый перевод реактора в контролируемое и регулируемое подкритическое состояние. Одновременно, если сигнал АЗ был ложным или аварийное состояние быстро устраняется, то уменьшается время вывода реактора или реакторной установки на энергетический уровень мощности. Это позволяет сократить время отсутствия выработки энергии энергоустановкой, что сокращает экономические потери.

Дополнительный технический результат заключается в следующем. Внедрение такого способа позволяет большинство остановок реактора по сигналам АЗ перевести в режим предварительной защиты или быстрого регулируемого снижения мощности, что при сохранении уровня безопасности снизит вероятность экономических потерь, особенно в случае ложных срабатываний АЗ. Для транспортных ядерных энергетических установок это позволяет увеличить живучесть транспорта в экстремальных условиях, например морского транспорта во время шторма, и ложного срабатывания АЗ.

Отметим, что на уровнях мощности, соизмеримых с уровнем естественных теплопотерь реактора и реакторной установки, достоверность вычисления реактивности достаточна, чтобы надежно и уверенно обеспечивать контролируемую безопасность.

1. Способ управления ядерным реактором автоматическим регулятором, заключающийся в регулировании мощности ядерного реактора по поступающим сигналам, в том числе снижении ее до уставки снижения мощности по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, при этом в зависимости от режима работы ядерного реактора изменяют регулируемый параметр, отличающийся тем, что дополнительно вводят уставку подкритичности, уставку изменения уставки подкритичности и вычисляют реактивность, формируют сигнал отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и отклонения измеренной мощности от уставки снижения, при этом автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения регулируемого параметра от его заданного значения и включают на управление по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности, затем при уменьшении мощности до уставки изменения уставки подкритичности изменяют уставку подкритичности, а когда подкритичность ядерного реактора становится равной измененной уставке подкритичности, автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и включают на управление по отклонению измеренной мощности от уставки снижения мощности.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что вводят дополнительную уставку мощности реактора, значение которой выше уставки снижения мощности и которая используется в качестве уставки изменения уставки подкритичности, и формирование сигнала отклонения измеренной мощности от дополнительной уставки мощности реактора, по которому изменяют уставку подкритичности.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что по сигналу изменения уставки подкритичности ее изменяют до нуля.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. .

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 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