RU2046407C1 - Система управления и защиты ядерного канального реактора - Google Patents

Система управления и защиты ядерного канального реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2046407C1
RU2046407C1 SU925057751A SU5057751A RU2046407C1 RU 2046407 C1 RU2046407 C1 RU 2046407C1 SU 925057751 A SU925057751 A SU 925057751A SU 5057751 A SU5057751 A SU 5057751A RU 2046407 C1 RU2046407 C1 RU 2046407C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
rod
signal
channel
analysis unit
emergency
Prior art date
Application number
SU925057751A
Other languages
English (en)
Inventor
Л.В. Шмаков
В.И. Лебедев
Ю.В. Гарусов
С.М. Ковалев
В.А. Венкин
В.Н. Стрижов
Original Assignee
Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
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 Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина filed Critical Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Priority to SU925057751A priority Critical patent/RU2046407C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2046407C1 publication Critical patent/RU2046407C1/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Использование: в ядерной технике, в частности в системе управления и защиты ядерных канальных реакторов. Сущность изобретения: для повышения надежности и быстродействия системы управления предусмотрено размещение в каналах стержней-поглотителей с индивидуальными приводами и датчиков расхода теплоносителя в каналах, соединенных через блок анализа сигналов со схемой контроля и управления. К блоку анализа сигналов подключены дополнительно установленные датчики контроля веса стержней. 1 з. п. ф-лы, 3 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных канальных реакторах.
Прототипом данного изобретения является система управления и защиты (СУЗ) ядерного канального реактора, состоящая из стержней-поглотителей (стержней), исполнительных механизмов, схем контроля, управления и аварийной защиты.
Недостатком прототипа является низкое быстродействие, связанное с временной задержкой ввиду необходимости проверки достоверности информации в случае появления сигнала о снижении расхода теплоносителя в канале СУЗ. Проверка выполняется персоналом по команде оператора реакторной установки вручную путем открытия контрольного вентиля и визуальным осмотром расхода теплоносителя. Для выполнения указанных действий и принятия мер по заглушению реактора в случае отсутствия расхода охлаждающей воды в канале СУЗ требуется примерно 10-15 мин. Указанная задержка может привести к повреждению стержня и канала СУЗ из-за нарушения режима охлаждения и неоперативности мер по заглушению реактора.
При этом визуально оценить количественно расход теплоносителя можно только субъективно, к тому же имеется опасность получения проверяющим персоналом травмы: термический ожог паром теплоносителя.
Кроме того, при забитости контрольного вентиля оператор, не имея подтверждения о достоверности первичной информации относительно расхода охлаждающей воды в канале, вынужден дать команду на останов реактора. Либо оператор в данной ситуации может принять другие неадекватные реальной обстановке меры по защите реактора.
Также к недостатком прототипа относится отсутствие информации о возможных изменениях состояния стержня, например деформация, обрыв и другие повреждения, что важно с точки зрения надежности СУЗ.
Цель изобретения повышение надежности и быстродействия СУЗ, что в целом повысит надежность и экологическую безопасность эксплуатации ядерных канальных реакторов.
Сущность данного изобретения состоит в том, что в систему СУЗ ядерного канального реактора, включающую стержни-поглотители, исполнительные механизмы, схемы контроля, управления и аварийной защиты, введены дополнительно датчики контроля веса стержней и блок анализа их сигналов. Датчик контроля веса стержня, расположенный в системе привода стержня, например на валу исполнительного механизма, дает информацию о возможных аварийных ситуациях в канале, связанных как с состоянием стержня (деформация, обрыв стержня, обрыв гибкой связи и т.п.), так и о величине расхода теплоносителя, путем фиксирования изменения величины Архимедовой силы, связанной с изменением уровня воды в канале, и по изменению нагрузки со стороны стержня в связи с изменением его состояния (обрыв звеньев стержня, обрыв гибкой связи, заклинивание стержня в канале). В блоке анализа из сигналов, поступающих от расходомера и датчика контроля веса стержня по схеме "2 из 2", формируется сигнал об аварийном расходе теплоносителя в канале СУЗ, по которому действием аварийной защиты оперативно осуществляется автоматический останов реактора. Кроме того, в блоке анализа из поступающего в него сигнала от датчика контроля веса стержня формируется сигнал о повреждении стержня. Сигналы, сформированные в блоке анализа, выводятся на сигнализирующее мнемотабло, информация с которого визуально воспринимается оператором и обеспечивает оперативность его действий и адекватность их реальной ситуации в канале СУЗ.
Отличительные признаки существенны, так как в совокупности с известными признаками заявляемой системы они обеспечивают новые свойства СУЗ: повышение ее информативности за счет получения дополнительных сведений о наличии воды в канале СУЗ и о состоянии стержня одновременно, а также повышение эффективности (надежности, быстродействия) системы СУЗ, проявляющуюся в своевременной и адекватной ее реакции на аварийную ситуацию в канале СУЗ, а именно: принятие соответствующих мер при повреждении стержня без останова реактора и оперативное, автоматическое заглушение реактора действием аварийной защиты при аварийном расходе теплоносителя в канале СУЗ, что повышает надежность и экологическую безопасность эксплуатации ядерных канальных реакторов.
Эти свойства не присущи, как было показано выше, ни известным системам, ни отличительным признакам в их разобщенности.
На фиг.1 изображена структурно-функциональная схема СУЗ; на фиг.2 представлена схема, поясняющая работу блока анализа сигналов; на фиг.3 изображено сигнализирующее мнемотабло.
СУЗ (фиг.1) состоит из стержня-поглотителя 1, размещенного в канале 2 и соединенного посредством гибкой связи 3 с барабаном 4, расположенным на валу серво-привода 5, установленного на корпусе исполнительного механизма 6, к которому от насосов схемы охлаждения СУЗ подведена напорная магистраль 7 с расположенными на ней запорно-регулирующим вентилем 8 и расходомером 9, определяющим расход воды через канал 2.
Датчик 10 контроля веса стержня установлен под опорами 11 вала сервопривода 5. Возможны другие варианты размещения этого датчика, например, на гибкой связи 3. Выходы датчика 10 и расходомера 9 соединены с входом блока 12 анализа сигналов, выходы которого соединены с входом схемы 13 управления, выходы которой соединены через коммутатор 14 с сигнализирующим мнемотаблом 15, информация которого визуально воспринимается оператором 16. Также выходы схемы 13 соединены с входом системы аварийной защиты реактора 17.
Система работает следующим образом.
Стержень 1 перемещается в канале с водой 2 вверх-вниз посредством сервопривода 5, вал которого вращается в опорах 11, при этом гибкая связь 3 соответственно либо наматывается, либо сматывается с барабана 4. При открытом вентиле 8 через напорную магистраль 7 и корпус 6 вода от насосов системы охлаждения СУЗ поступает в канал 2. Датчик 10 определяет усилие, действующее со стороны стержня на систему привода стержня, и передает сигнал одним из известных способов в блок анализа сигналов 12, где он сравнивается с регламентированными верхним и нижним значениями усилий, возникающих в системе привода стержня при перемещении исправного стержня в воде соответственно вверх и вниз при нормальном режиме теплосъема в канале. Также в блок 12 поступает сигнал от расходомера 9, который сравнивается с требуемым значением расхода, после чего из сформированных сигналов от датчика 10 и расходомера 9 по логике "2 из 2" формируется один из сигналов: аварийный либо нормальный режим, поступающий на схему 13, которая в зависимости от вида сигнала осуществляет подключение через коммутатор 14 соответствующих индикаторов сигнализирующего мнемотабло 15, по информации с которого оператор принимает необходимые меры по управлению процессом. Кроме того, аварийный сигнал, сформированный в блоке 12 и связанный с аварийным расходом теплоносителя в канале через схему 13, осуществляет автоматическое подключение аварийной защиты 17, оперативно заглушающей реактор.
На фиг.2 пояснена работа блока анализа сигналов 12 в СУЗ. Сигнал с датчика 10 поступает, например, на компаратор 18 верхней границы усилия и компаратор 19 нижней границы усилия, где сравнивается с верхним и нижним регламентированными значениями усилий, действующих со стороны стержня на систему его привода. При нормальном состоянии в канале (требуемый расход теплоносителя, неповрежденный стержень, нет его обрыва) этот сигнал не должен выходить за пределы границ и, таким образом, сигнал с компаратора 18 имеет знак "+", а с компаратора 19 имеет знак "-". Сигнал с выхода одного из компараторов, например 19, поступает на инвертор 20, после чего уже два положительных сигнала поступают на первую схему И 21, которая формирует сигнал логической "1" и передает его на вторую логическую схему И 22, на которую также поступает сигнал со схемы 23 сравнения, в которой сравнивается фактическое показание расходомера с требуемым. При нормальной работе этот сигнал соответствует логической "1". Для отличия сигнала нормальной работы от сигнала аварии, в случае прихода с датчика 10 и расходомера 9 через соответственно схемы 21 и 23 на вход схемы 22 двух логических "0", в нее вводится третий независимый и постоянный сигнал логической "1" и, таким образом, при нормальной работе на выходе схемы 22 имеем сигнал логической "1", который через схему 13 подключает коммутатором 14 индикатор табло 15, сигнализирующий нормальное состояние в канале и, следовательно, нормальный режим работы. Это индикатор КР (фиг.3).
При аварийных ситуациях, создавшихся в канале, таких как снижения уровня воды, заклинивание при деформации стержня, обрыв стержня (полный или частичный), усилие, действующее на систему привода со стороны стержня и фиксирующееся датчиком 10, изменяется таким образом, что его значение выходит за соответствующие регламентированные верхнее и нижнее значения усилий и тогда на выходе обоих компараторов 18, 19 будем иметь сигналы одинакового знака, на входе схемы 21 сигналы противоположного знака и соответственно на ее выходе сигнал логического "0". При любом сигнале от расходомера со схемы 23, будь то логические "0" или "1", на выходе схемы 22 имеем сигнал логического "0", что соответствует аварийной ситуации в канале СУЗ. Этот сигнал через схему 13 подключает коммутатором 14 индикатор аварийного режима АР сигнализирующего мнемотабло 15 (фиг.3), информируя об аварийной ситуации в канале СУЗ.
Для оперативности оценки ситуации и адекватности действий оператора при аварийном режиме, на вход схемы 13 поступают сигналы с выходов схем 21, 23, а также с выходов компараторов 18, 19. При этом сигналы с выходов схем 21, 23, пройдя через схему 13, коммутатором 14 подключают индикаторы табло 15, сигнализирующие, от каких датчиков пришел сигнал об аварии: от датчика контроля веса стержня индикатор ДВ, от расходомера индикатор Р, от обоих (фиг. 3). Сигналы с выходов компараторов 18, 19 подключают аналогично индикаторы, сигнализирующие о превышении верхнего регламентированного значения усилия
Figure 00000001
, либо о выходе за регламентированное нижнее значение усилия
Figure 00000002
. О снижении уровня воды в канале СУЗ оператор судит по сигналам от двух датчиков по светящимся индикаторам ДВ и Р, при этом может быть подключена световая индикация "Уход воды". В данной аварийной ситуации происходит автоматическое заглушение реактора посредством аварийной защиты 17, которая подключается автоматически сигналом об аварийном расходе теплоносителя, поступающим на нее от блока 12 анализа или оператором вручную.
При аварийном режиме, когда на табло сигнализирует только индикатор ДВ (индикатор Р не светится, т.е. расход теплоносителя нормальный) и один из индикаторов
Figure 00000003
или
Figure 00000004
, то это свидетельствует об аварийной ситуации в канале СУЗ, связанной с состоянием стержня, а именно: при сигнале
Figure 00000005
имеем деформацию и заклинивание стержня, в этом случае также можно подключить световую индикацию "Деформация", при сигнале
Figure 00000006
возможны две ситуации: обрыв стержня или гибкой связи, а также попытка перемещения деформированного стержня вниз. Различие этих ситуаций осуществляется оператором при подаче команды на перемещение стержня вверх. При этом, если сначала горел индикатор
Figure 00000007
, а после действий оператора, указанных выше, загорелся индикатор
Figure 00000008
, следовательно, это деформация и заклинивание стержня. Если же сигнализирующий индикатор
Figure 00000009
после действий оператора не изменит своего состояния, то это обрыв стержня или гибкой связи и может быть подключена световая индикация "Обрыв". При аварийных сигналах только от датчика контроля веса стержня аварийные ситуации в канале СУЗ связаны с состоянием стержня. В этом случае реактор остается в работе и принимаются меры по устранению неисправности.

Claims (2)

1. СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА, включающая размещенные в каналах стержни-поглотители с индивидуальными приводами, датчики расхода теплоносителя в каналах, соединенные через блок анализа сигналов со схемой контроля и управления, выходы которой соединены с сигнализирующими мнемотабло и системой аварийной защиты реактора, отличающаяся тем, что в систему дополнительно введены датчики контроля веса стержней, подключенные к блоку анализа сигналов.
2. Система по п.1, отличающаяся тем, что датчики контроля веса стержней расположены в системе привода стержня.
SU925057751A 1992-08-27 1992-08-27 Система управления и защиты ядерного канального реактора RU2046407C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU925057751A RU2046407C1 (ru) 1992-08-27 1992-08-27 Система управления и защиты ядерного канального реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU925057751A RU2046407C1 (ru) 1992-08-27 1992-08-27 Система управления и защиты ядерного канального реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2046407C1 true RU2046407C1 (ru) 1995-10-20

Family

ID=21611109

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU925057751A RU2046407C1 (ru) 1992-08-27 1992-08-27 Система управления и защиты ядерного канального реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2046407C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2002043077A1 (fr) * 2000-11-24 2002-05-30 Sinelnikova-Muryleva, Elena Irbekovna Procede de protection des reacteurs nucleaires et dispositif de mise en oeuvre correspondant
RU2762377C1 (ru) * 2021-04-30 2021-12-20 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Устройство защиты ядерного реактора

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М., Атомиздат, 1980, с.140,148-152. *
Патент Франции N 2287750, кл. G 21C 7/08, 1976. *

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2002043077A1 (fr) * 2000-11-24 2002-05-30 Sinelnikova-Muryleva, Elena Irbekovna Procede de protection des reacteurs nucleaires et dispositif de mise en oeuvre correspondant
RU2762377C1 (ru) * 2021-04-30 2021-12-20 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Устройство защиты ядерного реактора
WO2022231462A1 (ru) * 2021-04-30 2022-11-03 Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Устройство защиты ядерного реактора
CN117223066A (zh) * 2021-04-30 2023-12-12 阿科姆工程合资控股公司 核反应堆保护装置

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5301743A (en) Cooling abnormality detection system for electronic equipment
EP1172586B1 (en) A method and apparatus for detecting a restricted or bypassed transmission oil filter
JPS58120195A (ja) 原子炉が装備された発電所の監視方法
US5502435A (en) Method and system for monitoring circuit breaker gas pressure
RU2046407C1 (ru) Система управления и защиты ядерного канального реактора
JP3394817B2 (ja) プラント診断装置
US5172099A (en) Self monitoring fire detection system
KR102488613B1 (ko) 발전소의 해양생물 유입 예측 모니터링 및 경보 시스템
JPH04152220A (ja) 異常検出方法および装置
JPS6112236B2 (ru)
JP2597654B2 (ja) 弁シートリーク検出装置
JP3053305B2 (ja) 内燃機関の故障予知装置
CA1338341C (en) Cooling abnormality detection system for electronic equipment
CN211575659U (zh) 一种冷却水循环报警装置
JP2922374B2 (ja) 原子力プラント事故対応支援システム
CN213576845U (zh) 一种安全可靠的液压流量监测仪
US4583369A (en) System for detecting tubing rupture in feedwater heaters of steam power plant
CA1338765C (en) Cooling abnormality detection system for electronic equipment
JPH0478400A (ja) ガス供給設備異常検出装置
US5096657A (en) Reactor coolant void detection system
SU1041993A1 (ru) Устройство дл контрол состо ни объекта
CN116840636A (zh) 一种变压器局部放电监测系统
JPS6119332Y2 (ru)
JPH0139121B2 (ru)
JPH063084A (ja) 油冷却器の冷却管漏洩検知システム

Legal Events

Date Code Title Description
PD4A Correction of name of patent owner