Способ управления ядерным реактором



Способ управления ядерным реактором

 


Владельцы патента RU 2529555:

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

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 ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных установок.

Известны способы управления ядерным реактором путем поддержания заданной температуры теплоносителя изменением мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, а также изменением циркуляции теплоносителя реактора. [Плютинский В.И., Погорелов В.И. Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1983. Стр.174, рис.9.12].

Недостатком способа является отсутствие регулирования средней температуры реактора или температуры теплоносителя на входе реактора, что приводит к увеличению количества включений исполнительных механизмов регулирующих органов, сокращению их ресурса. Кроме того, неисправности элементов контроля температуры и расхода питательной воды, которые не должны влиять непосредственно на количество вырабатываемой энергии, влекут за собой изменение мощности ядерной энергетической установки.

Наиболее близким по технической сущности, у которого отсутствуют недостатки аналога, является способ управления ядерной энергетической установкой путем поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, а также изменением циркуляции теплоносителя реактора [Г.П. Юркевич. Принципы управления реакторами с регулируемой циркуляцией теплоносителя. // Атомная энергия. 2002. Т.93. Вып.3. Рисунок стр.192, текст стр.194-196].

Известный способ имеет следующие недостатки. Ошибки расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и т.п. снижают эксплуатационное качество пара, кпд установки. Поддержание постоянной температуры теплоносителя на входе реактора предпочтительно для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Отсутствие поддержания средней температуры теплоносителя водо-водяного реактора ведет к снижению использования свойства саморегулирования реактора в переходных режимах работы, увеличению количества включений исполнительных механизмов регулирующих органов, сокращению их ресурса, снижает возможности повышения маневренности установки.

Технической задачей изобретения и, соответственно, техническим результатом является устранение перечисленных недостатков прототипа, в частности ошибок расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и оптимизацией эксплуатационных качеств пара, кпд установки, а также - поддержание постоянной температуры теплоносителя на входе реактора, использование свойств саморегулирования реактора в переходных режимах работы, снижение количества включений исполнительных механизмов регулирующих органов, увеличение их ресурса, повышение маневренности установки.

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

способ управления ядерным реактором, состоящий в поддержании заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением выработки мощности ядерного реактора путем управления автоматическим регулятором органами изменения реактивности, при этом дополнительно вводят второй автоматический регулятор, отбирающий мощность, и уставку средней температуры теплоносителя первого контура, формируют сигнал отклонения от этой уставки вычисленной средней температуры теплоносителя и по полученному сигналу управляют вторым автоматическим регулятором, который изменением циркуляции теплоносителя изменяет отбор мощности с реактора, осуществляя тем самым поддержание средней температуры теплоносителя.

Кроме того, дополнительно проводят включение и отключение второго регулятора, поддерживающего среднюю температуру теплоносителя, при этом отключают второй регулятор в момент включения в работу первого регулятора, который поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора, а включают второй регулятор - в момент окончания действия первого регулятора, поддерживающего температуру теплоносителя на выходе реактора.

В предложенном техническом решении действуют два автономных автоматических регулятора.

Один автоматический регулятор поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора путем изменения выработки мощности. Это позволяет регулировать температуру пара в оптимальном диапазоне, повышая кпд энергетической установки.

Второй автоматический регулятор поддерживает среднюю температуру теплоносителя путем изменения отбора мощности теплоносителем реактора. При этом поддерживается температурный и реактивностный режим работы реактора в своих оптимальных пределах.

Поскольку две автономные системы регулирования изменяют состояние (температуру) одного рабочего тела - теплоносителя, то между этими системами могут возникать автоколебания. Реализация процесса включения и отключения второго регулятора, поддерживающего среднюю температуру теплоносителя, позволяет исключить возможность возникновения автоколебаний.

Раздельное автономными системами регулирование температуры теплоносителя на выходе реактора и его средней температуры позволяет одновременно повышать качество пара и улучшать при этом тактико-технические характеристики реактора. Повышение качества пара увеличивает ресурс и кпд турбины, всей энергетической установки.

Регулирование средней температуры теплоносителя реактора циркуляцией теплоносителя позволяет в наибольшей степени использовать свойство саморегулирования реактора в переходных процессах, маневрах мощности на энергетических уровнях, уменьшает суммарное перемещение регулирующих органов в процессе эксплуатации, что увеличивает их ресурс, а также позволяет повысить маневренность реактора на энергетических уровнях мощности, снизить термические напряжения в его конструкциях.

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

1 - устройство включения блокировки; 2 - блок управления автоматическим регулятором мощности реактора; 3 - исполнительный механизм автоматического регулятора; 4 - ядерный реактор; 5 - парогенератор; 6 - блок управления циркуляционным насосом теплоносителя реактора; 7 - задатчик режима работы ядерного реактора; 8 - блок управления корректором задатчика скорости циркуляционного насоса; 9 - корректор задания скорости циркуляционного насоса; 10 - задатчик скорости циркуляционного насоса; 11 - алгебраический сумматор; 12 - измеритель скорости циркуляционного насоса; - сигнал уставки температуры теплоносителя на выходе реактора; - сигнал температуры теплоносителя на выходе реактора; - сигнал отклонения температуры теплоносителя на выходе реактора от своей уставки; - сигнал температуры теплоносителя на входе реактора; - сигнал уставки средней температуры теплоносителя; - сигнал вычисленной средней температуры теплоносителя; - сигнал отклонения средней температуры теплоносителя от своей уставки.

Задатчик режима работы 7 в соответствии с заданной мощностью ядерного реактора устанавливает в задатчике 10 заданную скорость циркуляции теплоносителя. Разность между измеренной блоком 12 и заданной скоростью циркуляции теплоносителя с алгебраического сумматора 11 поступает в блок управления 6, который, управляя насосом, устанавливает циркуляцию теплоносителя равной заданному значению.

В соответствии с заданной мощностью реактора задатчик режима 7 устанавливает величину уставки температуры теплоносителя на выходе реактора. Разность Δto между измеренной температурой теплоносителя на выходе реактора, а следовательно, на входе парогенератора, и своей уставкой поступает на вход блока 2 управления автоматическим регулятором мощности реактора, который будет управлять своим исполнительным механизмом 3 до момента, когда измеренная температура станет равной своей уставке с заданной погрешностью.

Одновременно сигналы и температуры теплоносителя на входе реактора формируют вычисленный сигнал средней температуры теплоносителя. Если сигнал будет отличаться от своей уставки , то сигнал их разности через блок управления 8 поступит в корректор 9 задания скорости циркуляционного насоса, который будет изменять сигнал задатчика 10, а тем самым ее фактическую величину циркуляции теплоносителя до установления средней температуры теплоносителя равной ее уставке.

В процессе коррекции сигнала задатчика 10 отклонение температуры теплоносителя на выходе реактора может выйти за рамки допустимого значения. Это может привести к включению блока управления 2. В этом случае по сигналу устройства 1 включения блокировки через блок управления 8 корректором задатчика скорости циркуляционного насоса корректор 9 задатчика скорости циркуляции теплоносителя отключается. Включение корректора 9 произойдет только тогда, когда сигнал управления блоком 2 станет меньше его зоны нечувствительности. Такая блокировка одного из регуляторов исключает возможности возникновения автоколебаний при одновременной работе двух автоматических регуляторов, влияющих на изменение взаимозависимых параметров.

1. Способ управления ядерным реактором, состоящий в поддержании заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением выработки мощности ядерного реактора путем управления автоматическим регулятором органами изменения реактивности, отличающийся тем, что дополнительно вводят второй автоматический регулятор, отбирающий мощность, и уставку средней температуры теплоносителя первого контура, формируют сигнал отклонения от этой уставки вычисленной средней температуры теплоносителя и по полученному сигналу управляют вторым автоматическим регулятором, который изменением циркуляции теплоносителя изменяет отбор мощности с реактора, осуществляя тем самым поддержание средней температуры теплоносителя.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что дополнительно проводят включение и отключение второго регулятора, поддерживающего среднюю температуру теплоносителя, при этом отключают второй регулятор в момент включения в работу первого регулятора, который поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора, а включают второй регулятор в момент окончания действия первого регулятора, поддерживающего температуру теплоносителя на выходе реактора.



 

Похожие патенты:

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.

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. .

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 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