RU2007118921A - Способ регулирования рабочих параметров активной зоны фдерного реактора, работающего на воде под давлением - Google Patents

Способ регулирования рабочих параметров активной зоны фдерного реактора, работающего на воде под давлением Download PDF

Info

Publication number
RU2007118921A
RU2007118921A RU2007118921/06A RU2007118921A RU2007118921A RU 2007118921 A RU2007118921 A RU 2007118921A RU 2007118921/06 A RU2007118921/06 A RU 2007118921/06A RU 2007118921 A RU2007118921 A RU 2007118921A RU 2007118921 A RU2007118921 A RU 2007118921A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
rods
control
core
groups
sub
Prior art date
Application number
RU2007118921/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2418330C2 (ru
Inventor
Ален ГРОССТЕТ (FR)
Ален ГРОССТЕТ
Original Assignee
Арева Нп (Fr)
Арева Нп
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Арева Нп (Fr), Арева Нп filed Critical Арева Нп (Fr)
Publication of RU2007118921A publication Critical patent/RU2007118921A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2418330C2 publication Critical patent/RU2418330C2/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/001—Computer implemented control
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/12—Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Silver Salt Photography Or Processing Solution Therefor (AREA)

Claims (20)

1. Способ регулирования рабочих параметров активной зоны ядерного реактора, работающего на воде под давлением, при этом указанный ядерный реактор (8) содержит
активную зону (10), разделенную на верхнюю часть и нижнюю часть, и производящую тепловую энергию;
множество групп (Р1-Р5) стержней (40) управления реактивностью активной зоны (10), при этом каждая из групп может занимать в активной зоне (10) множество вертикально ступенчатых положений, начиная от верхнего положения;
средства введения каждой группы (Р1-Р5) стержней в активную зону (10) в вертикальном направлении;
первичный контур (30), выполненный с возможностью обеспечения циркуляции первичной охлаждающей жидкости через активную зону (10);
средства корректировки концентрации, по меньшей мере, одного соединения-поглотителя нейтронов [В] в первичной охлаждающей жидкости;
средства сбора данных (FB, FH, ТВГ, ТВХ, Q), характеризующих условия работы активной зоны реактора,
отличающийся тем, что содержит
этап оценки действительных значений (Тсрд, АОд,
Figure 00000001
максд) рабочих параметров, по меньшей мере, в зависимости от измеренных величин (FB, FH, ТВГ, ТВХ, Q);
этап выбора закона управления концентрацией поглощающего соединения [В] и положениями введения групп (Z1-Z5) стержней, выбираемого, по меньшей мере, между первым и вторым законами управления, отличающимися друг от друга; и
этап регулирования рабочих параметров при помощи выбранного закона управления в зависимости от заданных значений (Тсрз, АОз,
Figure 00000002
максз) этих параметров и от действительных значений (Тсрд, АОд,
Figure 00000003
максд), определенных в результате оценки.
причем регулируемыми рабочими параметрами являются, по меньшей мере, средняя температура (Тср) первичной охлаждающей жидкости в активной зоне (10), осевое распределение тепловой мощности (АО) между верхней и нижней частями активной зоны (10) и параметр (
Figure 00000003
макс), характеризующий способность реактора к повышению мощности (Рмакс), при этом способность повышения мощности (Рмакс) соответствует тепловой мощности, которая может быть произведена активной зоной (10), когда происходит быстрый подъем групп стержней (Р1-Р5) в положение, близкое к верхнему.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что на этапе выбора выбирают первый закон, когда, по меньшей мере, одна группа стержней (Р1) находится в положении введения (Z1), меньшем заранее определенного положения (Zконтр), и второй закон выбирают в противоположном случае.
3. Способ по одному из п.1 или 2, отличающийся тем, что содержит первый этап вычисления заданных значений (Тсрз, АОз,
Figure 00000003
максз) рабочих параметров, по меньшей мере, в зависимости от заданных значений управления (Рз, Рмаксз, АОз).
4. Способ по п.3, отличающийся тем, что, согласно первому закону управления, осевое распределение мощности (АО) регулируют по его заданному значению (АОз) путем перемещения групп стержней (Р1-Р5), а согласно второму закону управления осевое распределение мощности (АО) регулируют по его заданному значению (АОз), корректируя концентрацию соединения-поглотителя нейтронов ([В]) в первичной охлаждающей жидкости.
5. Способ по п.3, отличающийся тем, что, согласно первому закону управления, параметр (
Figure 00000004
макс), характеризующий способность реактора к повышению мощности (Рмакс), регулируют по его заданному значению (
Figure 00000004
максз) путем корректировки концентрации соединения-поглотителя нейтронов ([В]) в первичной охлаждающей жидкости, а согласно второму закону управления параметр (
Figure 00000004
макс) регулируют по его заданному значению (
Figure 00000004
максз) путем перемещения групп стержней (Р1-Р5).
6. Способ по п.3, отличающийся тем, что первый этап содержит подэтап вычисления заданного значения (Тсрз) средней температуры первичной охлаждающей жидкости в активной зоне на основании величины (Рз), характеризующей мощность, подаваемую в электрическую сеть, питаемую реактором (8).
7. Способ по п.6, отличающийся тем, что первый этап содержит подэтап распределения групп стержней (Р1-Р5) на комплект управления (Pi) средней температурой (Tcp) первичной охлаждающей жидкости в активной зоне и на тяжелый комплект (Н), в основном обеспечивающий управление осевым распределением мощности (АО), при этом группы стержней тяжелого комплекта (Н) опускают меньше, чем группы стержней комплекта управления (Pi).
8. Способ по п.7, отличающийся тем, что тяжелый комплект (Н) всегда располагают в верхней половине активной зоны.
9. Способ по п.7, отличающийся тем, что параметр (
Figure 00000004
макс), характеризующий способность реактора к повышению мощности (Рмакс), определяют, по меньшей мере, на основании положений введения группы или групп стержней комплекта управления (Pi), при этом первый этап содержит подэтап вычисления заданного значения (Ziз) положения группы или групп стержней комплекта управления (Pi) в зависимости от заданного значения способности к повышению мощности (
Figure 00000003
максз) и от измеренных величин (ТВГ, ТВХ, Q).
10. Способ по п.9, отличающийся тем, что этап регулирования при помощи первого закона управления содержит
подэтап вычисления перемещений (dZi) для группы или групп стержней комплекта управления (Pi) в зависимости от заданного значения (Тсрз) и от действительного значения (Тсрд) средней температуры первичной охлаждающей жидкости в активной зоне, и
подэтап изменения положения или положений введения группы или групп стержней комплекта управления (Pi) в зависимости от рассчитанных перемещений (dZi) с целью регулирования средней температуры (Тср) первичной охлаждающей жидкости в активной зоне по заданному значению (Тсрз).
11. Способ по п.9, отличающийся тем, что этап регулирования при помощи первого закона управления содержит
подэтап вычисления перемещений (dZi) для группы или групп стержней комплекта управления (Pi) и перемещения (dZh) для тяжелого комплекта (Н) в зависимости от заданного значения (АОз) и от действительного значения (АОд) осевого распределения тепловой мощности, и
подэтап изменения положения или положений введения группы или групп стержней комплекта управления (Pi) и/или тяжелого комплекта (Н) в зависимости от рассчитанных перемещений (dZi, dZh) с целью регулирования осевого распределения (АО) тепловой мощности по заданному значению (АОз).
12. Способ по п.11, отличающийся тем, что, когда средняя температура (Тср) охлаждающей жидкости находится в мертвой полосе вокруг ее заданного значения (Тсрз), комплект управления (Pi) и тяжелый комплект (Н) перемещают в противоположных направлениях с целью регулирования осевого распределения тепловой мощности (АО) по его заданному значению (АОз).
13. Способ по п.9, отличающийся тем, что этап регулирования при помощи первого закона управления содержит
подэтап вычисления концентрации поглощающего соединения ([В]) в зависимости от заданного значения (
Figure 00000003
максз) и от действительного значения (
Figure 00000004
максд) параметра, характеризующего способность реактора к повышению мощности, и
подэтал приведения концентрации поглощающего соединения ([В]) в первичной охлаждающей жидкости к рассчитанной концентрации с целью регулирования параметра (
Figure 00000004
макс), характеризующего способность реактора к повышению мощности, по его заданному значению (
Figure 00000003
максз).
14. Способ по п.9, отличающийся тем, что этап регулирования при помощи второго закона управления содержит
подэтап вычисления перемещения или перемещений (dZi) для группы или групп стержней комплекта управления (Pi) и перемещения тяжелого комплекта (Н) в зависимости от заданного значения (Тсрз) и от действительного значения (Тсрд) средней температуры первичной охлаждающей жидкости в активной зоне и в зависимости от заданного положения (Z1з) и от действительного положения (Z1д) группы Р1, и
подэтап изменения положения или положений введения группы или групп стержней комплекта управления (Pi) и/или тяжелого комплекта (Н) в зависимости от рассчитанных перемещений (dZi, dZh) с целью регулирования средней температуры (Тср) первичной охлаждающей жидкости в активной зоне по заданному значению (Тсрз).
15. Способ по п.14, отличающийся тем, что комплект управления (Pi) перемещают в первую очередь для регулирования средней температуры (Тср) первичной охлаждающей жидкости в активной зоне, при этом тяжелый комплект (Н) перемещают, когда комплект управления (Pi) доходит до границ мертвой полосы, в центре которой находится его заданное положение (Ziз).
16. Способ по п.9, отличающийся тем, что этап регулирования при помощи второго закона управления содержит
подэтап вычисления концентрации поглощающего соединения ([В]) в зависимости от заданного значения (АОз) и от действительного значения (АОд) осевого распределения тепловой мощности, и
подэтап корректировки концентрации поглощающего соединения ([В]) в первичной охлаждающей жидкости с целью регулирования осевого распределения тепловой мощности (АО) по заданному значению (АОз).
17. Способ по п.9, отличающийся тем, что этап регулирования при помощи второго закона управления содержит
подэтап вычисления перемещения или перемещений (dZi) для группы или групп стержней комплекта управления (Pi) и перемещения для тяжелого комплекта (Н) в зависимости от заданного значения (Ziз) и от действительного значения (Ziд) положений введения группы или групп комплекта управления (Pi), и
подэтап изменения положений введения группы или групп стержней комплекта управления (Pi) и/или тяжелого комплекта (Н) в зависимости от рассчитанных перемещений (dZi, dZh) с целью удержания группы или групп комплекта управления (Pi) в мертвой полосе вокруг заданного положения введения (Ziз).
18. Способ по п.17, отличающийся тем, что, когда средняя температура (Тср) охлаждающей жидкости находится в мертвой полосе вокруг ее заданного значения (Тсрз), комплект управления (Pi) и тяжелый комплект (Н) перемещают в противоположных направлениях с целью удержания группы или групп комплекта управления (Pi) в мертвой полосе вокруг его заданного положения введения (Ziз).
19. Способ по п.7, отличающийся тем, что группы стержней комплекта управления (Pi) последовательно опускают или поднимают, когда тепловая мощность, производимая активной зоной меняется, при этом две последовательно опускаемые или поднимаемые группы находятся в соответствующих положениях введения, отделенных друг от друга промежутком, остающимся постоянно меньшим заранее определенного предела.
20. Способ по п.1, отличающийся тем, что способ регулирования является автоматическим.
RU2007118921/07A 2006-05-22 2007-05-21 Способ регулирования рабочих параметров активной зоны ядерного реактора, работающего на воде под давлением RU2418330C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0604572A FR2901401A1 (fr) 2006-05-22 2006-05-22 Methode de regulation de parametres de fonctionnement du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
FR0604572 2006-05-22

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2007118921A true RU2007118921A (ru) 2008-11-27
RU2418330C2 RU2418330C2 (ru) 2011-05-10

Family

ID=37497447

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2007118921/07A RU2418330C2 (ru) 2006-05-22 2007-05-21 Способ регулирования рабочих параметров активной зоны ядерного реактора, работающего на воде под давлением

Country Status (13)

Country Link
US (1) US8654916B2 (ru)
EP (1) EP1860664B1 (ru)
JP (1) JP5477934B2 (ru)
CN (1) CN101079332B (ru)
AT (1) ATE506678T1 (ru)
DE (1) DE602007013968D1 (ru)
ES (1) ES2365052T3 (ru)
FR (1) FR2901401A1 (ru)
MA (1) MA29901B1 (ru)
PL (1) PL1860664T3 (ru)
RU (1) RU2418330C2 (ru)
UA (1) UA94897C2 (ru)
ZA (1) ZA200703554B (ru)

Families Citing this family (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP2287854B1 (en) * 2009-08-18 2012-10-03 Areva NP A computer implemented method for modelling a nuclear reactor core and a corresponding computer program product
UA100070C2 (ru) * 2011-02-28 2012-11-12 Максим Витальевич Максимов Способ управления ядерной энергетической установкой с реактором водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки
FR2972839B1 (fr) * 2011-03-15 2013-03-29 Areva Np Procede d'optimisation du pilotage d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee lors d'un suivi de charge
US8699653B2 (en) * 2011-10-24 2014-04-15 Westinghouse Electric Company, Llc Method of achieving automatic axial power distribution control
CN102411997B (zh) * 2011-10-25 2014-04-02 清华大学 高温气冷堆功率控制方法及系统
FR2985363B1 (fr) * 2011-12-29 2015-01-30 Areva Np Procede de pilotage d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee
CN103808433B (zh) * 2012-11-14 2017-12-26 中国广核集团有限公司 核电站热功率测量漂移的监测方法
CN103226984A (zh) * 2013-04-15 2013-07-31 中科华核电技术研究院有限公司 一种核电堆芯目标温度控制方法及系统
FR3008220B1 (fr) * 2013-07-04 2015-08-14 Areva Np Procede de pilotage en prolongation de cycle d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee
RU2546662C1 (ru) * 2013-10-31 2015-04-10 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик
RU2589038C1 (ru) * 2015-06-10 2016-07-10 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ регулирования параметров ядерного реактора
WO2019164584A2 (en) 2017-12-29 2019-08-29 Nuscale Power, Llc Controlling a nuclear reaction
FR3077412B1 (fr) 2018-02-01 2021-07-23 Framatome Sa Procede de regulation de parametres operatoires d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire correspondant
BR112021021478A2 (pt) * 2019-05-07 2021-12-21 Framatome Gmbh Método para administrar um reator nuclear de água pressurizada e sistema de administração para um reator nuclear com um módulo de administração computadorizado
JP7245112B2 (ja) * 2019-05-20 2023-03-23 三菱重工業株式会社 原子炉制御装置、原子力発電プラント及び原子炉の制御方法
CN113871046B (zh) * 2021-09-28 2022-06-21 华能山东石岛湾核电有限公司 一种高温气冷堆反应堆一回路无核参数提升方法及装置
CN114203316B (zh) * 2021-11-08 2022-10-21 华能核能技术研究院有限公司 高温气冷堆非热平衡工况下反应堆功率测量方法及其系统

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE760096A (fr) * 1970-02-19 1971-05-17 Siemens Ag Procede de reglage de la puissance de reacteurs nucleaires a eau sous pression
US4057463A (en) * 1974-08-29 1977-11-08 Westinghouse Electric Corporation Method of operating a nuclear reactor which maintains a substantially constant axial power distribution profile with changes in load
FR2395572A1 (fr) * 1977-06-23 1979-01-19 Framatome Sa Procede de controle des effets de reactivite dus aux variations de puissance dans les reacteurs nucleaires a eau pressurisee
FR2493582A1 (fr) * 1980-11-03 1982-05-07 Framatome Sa Procede de conduite d'un reacteur nucleaire par deplacement, dans le coeur de ce reacteur, de groupes de barres de commande
FR2544907B1 (fr) * 1983-04-21 1985-07-19 Framatome Sa Procede de reglage automatique de la teneur en bore soluble de l'eau de refroidissement d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
FR2547447B1 (fr) * 1983-06-09 1985-12-27 Commissariat Energie Atomique Procede de pilotage d'un reacteur nucleaire
FR2629624B1 (fr) * 1988-04-05 1990-11-16 Framatome Sa Procede de determination et d'evaluation de la capacite de retour en puissance d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee

Also Published As

Publication number Publication date
RU2418330C2 (ru) 2011-05-10
UA94897C2 (ru) 2011-06-25
FR2901401A1 (fr) 2007-11-23
DE602007013968D1 (de) 2011-06-01
MA29901B1 (fr) 2008-11-03
EP1860664A1 (fr) 2007-11-28
CN101079332B (zh) 2012-07-04
ATE506678T1 (de) 2011-05-15
ES2365052T3 (es) 2011-09-21
US8654916B2 (en) 2014-02-18
CN101079332A (zh) 2007-11-28
JP2007322434A (ja) 2007-12-13
ZA200703554B (en) 2009-05-27
US20080069288A1 (en) 2008-03-20
PL1860664T3 (pl) 2011-09-30
JP5477934B2 (ja) 2014-04-23
EP1860664B1 (fr) 2011-04-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2007118921A (ru) Способ регулирования рабочих параметров активной зоны фдерного реактора, работающего на воде под давлением
KR102029512B1 (ko) 자동 축방향 전력 분포 제어를 얻는 방법
US20140133619A1 (en) Extended operating cycle for pressurized water reactor
ES2533056T3 (es) Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión durante un seguimiento de carga
CN104115232B (zh) 用于控制压水核反应堆的方法
Zhang et al. Improvement of core control strategy for CPR1000: Load follow without boron adjustment
US8149981B2 (en) Methods and devices relating to a nuclear light water reactor of the boiling water kind
Maksimov et al. Control of the axial offset in a nuclear reactor at power maneuvering
EP2641680A1 (en) Hole drilling device, and method
Zhao et al. Pre-conceptual core design of SCWR with annular fuel rods
KR100595820B1 (ko) 가압경수로형 원자로용 축 방향 다분할 강도 제어봉
CN107210069B (zh) 通量移位的反应性控制系统
JP7519969B2 (ja) 自動出力調整装置及び自動出力調整方法
Nikonov et al. Comparisons with measured data of the simulated local core parameters by the coupled code ATHLET-BIPR-VVER applying a new enhanced model of the reactor pressure vessel
RU2006107935A (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности
JP6894689B2 (ja) 沸騰水型原子力プラントの炉心、制御棒及び沸騰水型原子炉の制御装置
WO2023151786A1 (en) Method for controlling a pressurized water reactor, computer program product and control system
Aver’yanova et al. Adoption of improved algorithms for controlling the energy release of a VVER-1000 core at the Khmel’nitskii nuclear power plant
KR20030042582A (ko) 가압경수로형 원자로용 하부 치우침 강도 제어봉
Kotsarev et al. Modeling of NPP with WWER-1200 by the coupled system code ATHLET/BIPR-WWER using quasi 3D nodalization of reactor pressure vessel and steam generators
Arda et al. Simulation and control of a passively cooled small modular reactor
HÖGLUND Helsinki, Finland

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20160522