RO122429B1 - Sistem de securitate computerizat, pentru reactori nucleari de cercetare - Google Patents

Abstract

Invenţia se referă la un sistem automat pentru măsurarea şi supravegherea parametrilor de funcţionare ai unui reactor nuclear de cercetare, în condiţii de securitate sau de suspendare a funcţionării reactorului. Sistemul conform invenţiei cuprinde trei canale (CN1, CN2 şi CN3), pentru măsurarea puterii neutronice, scop în care primeşte fiecare semnale de la câte una dintre nişte camere (CF2, CF3 şi CF4) de fisiune, plasată în imediata vecinătate a unei zone active a unui reactor, pentru măsurarea puterii neutronice fiind prevăzute două canale (Clog şi Clin), logoritmic şi, respectiv, liniar, care utilizează un semnal provenind de la o cameră (CF1) de fisiune, plasată în imediata vecinătate a zonei active, şi trecut printr-un preamplificator (PreA) dispus aproape de această ultimă cameră (CF1) de fisiune amintită, iar măsurarea temperaturii în nişte elemente combustibile este realizată prin trei canale (TpA, TpB şi TpC) de măsurare, care primesc semnalele prin intermediul câte unui comutator, de la nişte termocupluri (Te1, Te2, Te3, Te4, Te5 şi Te6) plasate în elementele combustibile.

Description

Invenția se referă la un sistem automat de măsurare și supraveghere a parametrilor de funcționare ai unui reactor nuclear de cercetare, numit în continuare sistem de securitate, capabil pe de o parte să furnizeze operatorului informațiile necesare operării în condiții de securitate a reactorului, iar pe de altă parte, să determine oprirea sigură a reactorului, prin dezenergizarea electromagnetilor care susțin barele de control, atunci când oricare dintre parametrii de securitate depășește valoarea prescrisă a pragului prestabilit prin limitele și condițiile tehnice de funcționare (LOT).

Sistemele de securitate actuale utilizează module specializate pentru fiecare tip de parametru supravegheat (temperatură, putere, debit etc.) și sunt limitate de configurația lor la un număr restrâns de parametri, pe care îi monitorizează, parametri considerați la momentul proiectării ca fiind singurii importanți pentru asigurarea securității. Cerințele privind securitatea nucleară a reactorilorau o evoluție pozitivă continuă, în sensul creșterii fiabilității instalațiilor și a securității nucleare în ansamblu, cerințe care nu pot fi îndeplinite de sistemele lipsite de flexibilitate.

Problema tehnică pe care o rezolvă sistemul de securitate computerizat propus constă în creșterea fiabilității și asigurarea flexibilității necesare, care se reflectă direct în creșterea nivelului de securitate nucleară a reactorului, asigurând prevenirea depășirii LCT.

Sistemul conform invenției cuprinde trei canale de putere neutronică, fiecare dintre acestea primind semnal de la câte o cameră de fisiune, plasate în imediata vecinătate a zonei active a reactorului, semnalul de la fiecare dintre aceste trei linii este prelucrat pentru măsurarea reactorului prin trei canale independente, parametru care intervine pe de o parte în lanțul intern de declanșare, iar pe de altă parte, este utilizat de un regulator automat de flux, pentru limitarea vitezei de extragere a barei de control.

Se dă un exemplu de realizare a invenției, în legătură și cu figura care reprezintă schema sistemului de securitate.

Sistemul constă din asocierea a două canale de măsurare a puterii neutronice a reactorului, denumite logaritmic Clog și liniar Clin, care utilizează semnalul de la o singură cameră de fisiune CF1, preamplificat printr-un preamplificator PreA. Semnalul prelucrat de cele două canale este convertit în unități fizice - putere, a cărui valoare este indicată și înregistrată.

Pentru prevenirea depășirii valorii prescrise a puterii neutronice, impusă prin LCT atât în cursul pornirii, cât și în regim staționar de putere, aceasta este măsurată prin trei linii independente CN1, CN2, CN3, fiecare, din acestea, primind semnal de la câte o cameră de fisiune CF2, CF3, CF4, plasate în imediata vecinătate a zonei active a reactorului. Semnalul de la fiecare din aceste trei linii este pe de o parte prelucrat pentru măsurarea perioadei reactorului prin Perl, Per2, Per3, iar pe de altă parte, este comparat cu valoarea de prag PD, impusă prin LCT, și determină dezenergizarea electromagnețilorde susținere a barelor de control prin logică 2 din 3 (L2/3), adică o linie poate determina dezenergizarea numai dacă mai există cel puțin una dintre celelalte două care “sesizează și aceasta depășirea pragului prestabilit.

Semnalul de perioadă este la rândul său comparat cu valoarea pragului PD, stabilit prin LCT, și determină prin logică 1 din 3 (L1/3) pe de o parte dezenergizarea electromagneților de susținere a barelor de control, iar pe de altă parte, este utilizat de către regulatorul automat de flux RegA, pentru limitarea vitezei de extragere a barei de control.

Măsurarea temperaturii în combustibil se realizează prin trei canale de măsurare identice TpA, TpB, TpC, fiecare primind semnalul de la termocuplele situate în elementele combustibile instrumentate Te1 - Tc6, prin intermediul câte unui comutator, care permite fiecărui canal să monitorizeze câte două termocuple. Valorile temperaturilor măsurate sunt

RO 122429 Β1 indicate și comparate cu valoarea prestabilită a pragului de temperatură PD, depășirea 1 pragului, pe oricare dintre cele trei canale de temperatură, în combustibil, determinând dezenergizarea electromagnetilor de susținere a barelor de control. 3

Oprirea de urgență a reactorului poate fi determinată intern și prin acționarea butonului de declanșare manuală BM sau prin comutarea cheii de control a sistemului K, din 5 poziția de operare.

Detectorul seismic poate determina dezenergizarea electromagneților de susținere 7 a barelor de control, în cazul detectării unei perturbații seismice cu intensitate mai mare decât valoarea prestabilită a pragului său. 9

Limitele și condițiile tehnice de funcționare cuprind și parametrii de funcționare a circuitului primar de răcire a reactorului, care pot determina dezenergizarea electromagneților 11 de susținere a barelor de control, prin două lanțuri externe, Ex1, Ex2, fiecare conținând câte nouă canale identice Ce1 - Ce9. Oricare dintre cele nouă canale poate determina 13 dezenergizarea electromagneților de susținere a barelor de control, în cazul depășirii pragului prestabilit, pentru parametrul supravegheat. 15

Limitele și condițiile tehnice de funcționare a circuitului primar de răcire a reactorului pot determina declanșarea electromagneților de susținere a barelor de control, prin două 17 lanțuri externe, Ex1, Ex2, fiecare conținând câte nouă canale asemănătoare Ce1 - Ce9:

- un canal de determinare a maximului diferenței dintre temperatura de ieșire și cea 19 de intrare a apei de răcire;

- un canal de determinare a maximului temperaturii de ieșire a apei de răcire;21

- un canal de determinare a minimului de nivel al apei din piscina reactorului;

- un canal de determinare a minimului de debit la pompa de avarie;23

- un canal de determinare a minimului de debit din circuitul primar de răcire în funcționare în regim de putere de până la 7 MW;25

- un canal de determinare a minimului de debit din circuitul primar de răcire în funcționare în regim de putere de până la 14 MW;27

- două canale de determinare stărilor închis/deschis ale vanelor de izolare a piscinei reactorului;29

- un canal de determinare a maximului diferenței dintre debitul apei din circuitul primar de răcire determinat la intrare și, respectiv, la ieșirea din piscina reactorului.31

Cel de-al doilea lanț extern Ex2 conține și condițiile de dezenergizare a electromagnetilor de susținere a barelor de control, dictate de limitele și condițiile tehnice de33 funcționare ale dispozitivelor de iradiere existente în reactor Dic1 - Dic8.

Claims (1)

1. Revendicare

   Sistem de securitate computerizat, capabil să asigure funcționarea unui reactor nuclear de cercetare în limitele și condițiile tehnice impuse, caracterizat prin aceea că acesta 39 cuprinde trei canale de putere neutronică (CN1, CN2, CN3), fiecare dintre ele primind semnal de la câte o cameră de fisiune, plasate în imediata vecinătate a zonei active a reactorului, 41 semnalul de la fiecare dintre aceste trei linii este prelucrat pentru măsurarea reactoruluim prin trei canale independente (Perl, Per2, Per3), parametru care intervine pe de o parte în 43 lanțul intern de declanșare, iar pe de altă parte, este utilizat de un regulator automat de flux (RegA), pentru limitarea vitezei de extragere a barei de control. 45