RU2082227C1 - Method for checking quality of space nuclear power plant - Google Patents
Method for checking quality of space nuclear power plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2082227C1 RU2082227C1 SU925050136A SU5050136A RU2082227C1 RU 2082227 C1 RU2082227 C1 RU 2082227C1 SU 925050136 A SU925050136 A SU 925050136A SU 5050136 A SU5050136 A SU 5050136A RU 2082227 C1 RU2082227 C1 RU 2082227C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear power
- space
- power plant
- thermal
- temperature
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики и, в частности, к вопросам технологии подготовки к эксплуатации космических ядерных энергетических установок (ЯЭУ), преобразующих тепловую энергию в электрическую непосредственно. The invention relates to the field of nuclear energy and, in particular, to questions of technology for the preparation for operation of space nuclear power plants (NPPs) that convert thermal energy into electrical energy directly.
К особенностям космических ЯЭУ следует отнести их высокую техническую сложность, большую стоимость разработки, невозможность проведения ремонтно-восстановительных работ в случае отказа какого-либо элемента или системы ЯЭУ. Такие отказы автоматически приводят к отказам всего космического объекта и большим материальным потерям. Поэтому, к таким объектам предъявляются высокие требования к качеству и надежности их функционирования. В связи с этим, актуальной становится проблема повышения контроля качества изготовления ЯЭУ. Решение проблемы повышения контроля качества осложняется тем, что сложные технические системы, также как ЯЭУ, всегда имеют скрытые дефекты, обнаружить которые очень трудно, поскольку по своей природе они носят случайный характер. Неприятность несвоевременного обнаружения заключается в том, что скрытые дефекты, как правило, проявляются в начальный период эксплуатации изделий, что для космических объектов просто не допустимо. The peculiarities of space nuclear power plants include their high technical complexity, high development cost, and the impossibility of carrying out repair work in the event of a failure of any element or system of a nuclear power plant. Such failures automatically lead to failures of the entire space object and large material losses. Therefore, high demands are placed on such facilities for the quality and reliability of their operation. In this regard, the urgent problem of increasing the quality control of manufacturing nuclear power plants. The solution to the problem of improving quality control is complicated by the fact that complex technical systems, like nuclear power plants, always have hidden defects, which are very difficult to detect because they are random in nature. The unpleasantness of untimely detection lies in the fact that latent defects usually appear in the initial period of operation of the products, which is simply not permissible for space objects.
Качество космической ЯЭУ обеспечивается посредством проведения комплекса конструкторских, технологических и организационных мероприятий, включая систему контроля за их проведением на всех этапах создания установки, в том числе и на этапе наземной подготовки космической ЯЭУ к эксплуатации. The quality of the space nuclear power plant is ensured through a set of design, technological and organizational measures, including a monitoring system for their implementation at all stages of the installation, including at the stage of ground preparation of the space nuclear power plant for operation.
К технологическим средствам обеспечения контроля за качеством изготовления можно отнести проведение различных видов испытаний ЯЭУ перед запуском ее в эксплуатацию, например, натурные испытания с выводом реактора на номинальную мощность на специальном стенде или проведение специальных тепловых приемо-сдаточных испытаний на технологических стендах, позволяющих проводить нагрев ЯЭУ в вакууме до расчетных температур, соответствующих уровню температур при работе ЯЭУ в космосе, получение на этом уровне температур основных (теплофизических, энергетических, электрических и др.) режимов и параметров, характеризующих качество изготовления ЯЭУ, которые позволяют судить о состоянии систем и об их способности к нормальному функционированию в космосе. Technological means of ensuring control over the quality of manufacturing include carrying out various types of tests of nuclear power plants before putting them into operation, for example, full-scale tests with putting the reactor at rated power at a special stand or special thermal acceptance tests at technological stands that allow heating of the nuclear power plant in vacuum to the design temperatures corresponding to the temperature level during operation of the nuclear power plant in space, obtaining at this level the main temperatures (thermophysical their, power, electrical, etc.) modes and parameters characterizing the NPP workmanship, which allow us to judge the status of systems and their ability to function normally in space.
Такой подход к проблеме обеспечения качества космических ЯЭУ изложен в [1] Здесь приводится последовательный ряд технологических операций (испытаний), который, по мнению авторов, является оптимальным для качественной подготовки ЯЭУ к эксплуатации в космосе, включая и проведение испытаний на специальных стендах. При этом авторы обращают внимание на то обстоятельство, что на характеристики ЯЭУ оказывают влияние внутренние и внешние факторы. К числу первых относится состояние отдельных элементов ЯЭУ и взаимовлияние параметров рабочих процессов в них. Внутренние факторы являются индивидуальными свойствами конкретной ЯЭУ, и их воздействие на работоспособность установки слабо зависит от различия в условиях проведения испытаний и функционирования ЯЭУ. Such an approach to the problem of ensuring the quality of space nuclear power plants is described in [1]. A sequential series of technological operations (tests) is given here, which, according to the authors, is optimal for high-quality preparation of nuclear power plants for operation in space, including testing on special stands. In this case, the authors pay attention to the fact that the characteristics of nuclear power plants are influenced by internal and external factors. Among the first is the state of the individual elements of the nuclear power plant and the mutual influence of the parameters of the working processes in them. Internal factors are the individual properties of a particular nuclear power plant, and their impact on the plant’s performance is weakly dependent on the differences in the test conditions and operation of the nuclear power plant.
Поэтому, приведенный в вышеуказанной книге способ контроля качества космической ЯЭУ перед запуском ее в эксплуатацию, заключающийся в проведении натурных ядерных или приемо-сдаточных тепловых испытаний с разогревом ЯЭУ в вакууме до температур, соответствующих реальным температурам при работе ЯЭУ в космосе, определение при этих температурах основных параметров, характеризующих качество изготовления ЯЭУ, позволяющих судить о способности ее нормально функционировать в космосе, принимается за прототип изобретения. Therefore, the method of quality control of a space nuclear power plant described in the aforementioned book before putting it into operation, which consists in conducting full-scale nuclear or acceptance thermal tests with heating the nuclear power plant in vacuum to temperatures corresponding to actual temperatures during operation of the nuclear power plant in space, determining the main ones at these temperatures parameters characterizing the quality of nuclear power plant manufacturing, allowing to judge its ability to function normally in space, is taken as a prototype of the invention.
Однако, приведенный в прототипе подход имеет существенный недостаток, вытекающий из принятого утверждения о невлиянии условий проведения испытаний на работоспособность изделия. Дело в том, что принятое положение справедливо лишь частично, а именно, при условии работы космических ЯЭУ в стационарном или медленно изменяющемся тепловом режиме, когда скорость изменения температуры ЯЭУ не превышает 100oC/час. В действительности, специфика эксплуатации ЯЭУ в космосе диктует жесткие требования по минимизации времени вывода космической ЯЭУ на режим генерирования полезной электрической мощности. Это время не должно превышать 60 минут от начала старта ракеты-носителя до начала генерирования номинального значения полезной мощности [2]
Это обстоятельство обуславливает необходимость разработки особого режима работы космической ЯЭУ, так называемого пускового режима. Этот режим на практике реализуется в три этапа:
I этап. Вывод реактора на минимально контролируемый уровень нейтронной мощности (не более 10 кВт тепловой).However, the approach described in the prototype has a significant drawback arising from the accepted statement about the non-influence of the test conditions on the performance of the product. The fact is that the adopted position is only partially true, namely, under the condition that the space nuclear power plants operate in a stationary or slowly changing thermal regime, when the rate of change in the temperature of the nuclear power plant does not exceed 100 o C / hour. In fact, the specifics of operating a nuclear power plant in space dictates strict requirements to minimize the time taken to bring a space nuclear power plant to the mode of generating useful electric power. This time should not exceed 60 minutes from the start of the launch of the launch vehicle to the start of generating the nominal value of the net power [2]
This circumstance necessitates the development of a special mode of operation of a space nuclear power plant, the so-called launch mode. This mode in practice is implemented in three stages:
I stage. The output of the reactor to a minimally controlled level of neutron power (not more than 10 kW thermal).
II этап. Вывод реактора на заданный уровень мощности прогрева
ЯЭУ до рабочих температур.II stage. Conclusion of the reactor to a given level of heating power
NPP to operating temperatures.
III этап. Процесс прогрева установки и выведение ее на стационарный режим генерирования полезной электрической мощности. III stage. The process of heating the installation and bringing it to the stationary mode of generating useful electric power.
Пусковой режим в космосе осуществляется системой автоматического управления (САУ) ЯЭУ по заранее разработанному алгоритму пуска по результатам наземных и летных испытаний в процессе разработки ЯЭУ. Первый и третий этапы пускового режима мало влияют на состояние систем ЯЭУ. Совершенно иная картина представляется при реализации второго этапа пуска, когда производится вывод реактора на заданный (установленный) уровень мощности прогрева ЯЭУ для обеспечения генерирования ЯЭУ полезной мощности. The launch mode in space is carried out by a nuclear power plant automatic control system (ACS) according to a pre-developed launch algorithm based on the results of ground and flight tests during the development of nuclear power plants. The first and third stages of the starting mode have little effect on the state of nuclear power systems. A completely different picture is presented during the implementation of the second stage of the start-up, when the reactor is brought to a predetermined (installed) power level for heating the nuclear power plant to ensure the generation of useful power nuclear power plants.
Очевидно, что для уменьшения времени выхода ЯЭУ на режим генерирования полезной мощности необходимо повысить скорость подвода тепловой мощности от реактора. Увеличение скорости подвода тепловой мощности приводит к увеличению температуры конструктивных элементов, воспринимающих это тепло (стенок тепловыделяющих элементов, катодов электрогенерирующих элементов и др.), в то время как элементы, отводящие это тепло (из-за наличия теплоемкости, ограниченной теплопроводности и др.), остаются холодными. Различие в их температурах увеличивается с увеличением скорости подъема тепловой мощности. В этом режиме возникают большие температурные градиенты (перепады температур в объеме конструкции ЯЭУ во всех направлениях), которые приводят к возникновению механических напряжений в элементах конструкции ЯЭУ, деформации от которых могут превысить допустимые значения. В этих условиях нарушается принцип независимости состояния элементов от условий проведения испытаний. Становится очевидным, что тепловые процессы при больших скоростях их протекания сильно сказываются на работоспособности систем ЯЭУ, вплоть до их механического или теплового разрушения. Так, например, проведенный расчет механических напряжений, возникающих в элементах жидкометаллического контура теплоносителя ЯЭУ "Топаз II" [3] показал, что их значения, для условий принятого алгоритма запуска, в 5 6 раз превышают их значения при работе ЯЭУ в стационарном режиме. Obviously, to reduce the time the nuclear power plant reaches the net power generation mode, it is necessary to increase the rate of heat input from the reactor. An increase in the rate of supply of thermal power leads to an increase in the temperature of structural elements that absorb this heat (walls of heat-generating elements, cathodes of electric-generating elements, etc.), while elements that remove this heat (due to the presence of heat capacity, limited thermal conductivity, etc.) stay cold. The difference in their temperatures increases with increasing rate of rise of thermal power. In this mode, large temperature gradients arise (temperature differences in the volume of the nuclear power plant design in all directions), which lead to mechanical stresses in the structural elements of the nuclear power plant, deformations from which can exceed the permissible values. Under these conditions, the principle of independence of the state of the elements from the test conditions is violated. It becomes obvious that thermal processes at high speeds of their course strongly affect the performance of nuclear power systems, up to their mechanical or thermal destruction. So, for example, the calculation of mechanical stresses arising in the elements of the liquid metal coolant circuit of the Topaz II nuclear power plant [3] showed that their values, for the conditions of the adopted launch algorithm, are 5–6 times higher than their values when the nuclear power plant operates in stationary mode.
Несмотря на то, что при создании изделий закладывается коэффициент запаса прочности, эти напряжения могут превысить допустимые значения. Принимая во внимание наличие скрытых дефектов, носящих случайный характер, в материалах, особенно в тонких сварных соединениях, которых в конструкции ЯЭУ большое количество, вероятность их проявления в наиболее напряженном тепловом режиме при пуске ЯЭУ на режим генерирования электрической мощности, сильно возрастает. Despite the fact that when creating products, the safety factor is laid, these stresses can exceed the permissible values. Taking into account the presence of latent defects of a random nature in materials, especially in thin welded joints, which are numerous in the design of a nuclear power plant, the likelihood of their manifestation in the most intense thermal mode when the nuclear power plant is in the mode of generating electric power increases significantly.
Это неизбежно приведет к увеличению вероятности нарушения работоспособности ЯЭУ в начальный период эксплуатации. Таким образом, сталкиваются два противоречивых обстоятельства: с одной стороны, для избежания больших механических напряжений необходимо иметь малую скорость разогрева ЯЭУ, с другой стороны, для сокращения времени вывода требуется увеличить скорость ее разогрева. This will inevitably lead to an increase in the likelihood of disruption of the nuclear power plant in the initial period of operation. Thus, two conflicting circumstances collide: on the one hand, in order to avoid large mechanical stresses, it is necessary to have a low heating rate of the nuclear power plant, and on the other hand, to reduce the withdrawal time, it is necessary to increase the heating rate.
Эти два обстоятельства разрешаются в процессе экспериментальной отработки ЯЭУ путем определения необходимого уровня мощности прогрева ЯЭУ и необходимого времени его достижения, поскольку они зависят от конструкции ЯЭУ и принятого алгоритма запуска ее на заданный тепловой режим. These two circumstances are resolved during the experimental testing of the nuclear power plant by determining the required level of heating power for the nuclear power plant and the necessary time to achieve it, since they depend on the design of the nuclear power plant and the adopted algorithm for launching it at a given thermal mode.
Целью настоящего изобретения является повышение эффективности контроля качества и надежности ЯЭУ. The aim of the present invention is to improve the quality control and reliability of nuclear power plants.
В основу настоящего изобретения была поставлена задача разработать способ контроля качества космической ЯЭУ при выведении ее реактора на заданный уровень мощности прогрева ЯЭУ до рабочих температур. The basis of the present invention was tasked to develop a method for controlling the quality of a space nuclear power plant while bringing its reactor to a predetermined level of power to warm the nuclear power plant to operating temperatures.
Эта задача решается тем, что в способе контроля качества космической ядерной энергетической установки (ЯЭУ), преобразующей тепловую энергию в электрическую непосредственно, включающем проведение перед эксплуатацией ее в космосе тепловых приемо-сдаточных испытаний, включающих нагрев ЯЭУ в вакууме от стендовых источников тепла до температуры равной температуре ЯЭУ при работе ее в космосе на номинальной тепловой мощности реактора посредством увеличения тепловой мощности, подводимой от стендовых источников со скоростью, не превышающей скорость роста температуры ЯЭУ равной 100oC/час, определение при этой температуре потребленной тепловой мощности, основных характеристик и параметров, и сравнение их значений с расчетными, по совпадению которых судят о способности ЯЭУ функционировать в космосе, и расхолаживание ЯЭУ до температуры окружающей среды, согласно изобретению, после расхолаживания ЯЭУ производят ее повторный нагрев путем подвода той же тепловой мощности, что и при начальном испытании, при этом увеличение тепловой мощности, подводимой от стендовых источников, осуществляют по линейному закону за время равное частотному от деления тепловой мощности, определенной на предыдущем этапе разогрева, на среднюю скорость увеличения тепловой мощности реактора на участке ее изменения от минимально контролируемого уровня нейтронной мощности до принятого уровня прогрева при пуске ЯЭУ на режим генерирования электрической мощности в космосе, затем производят выдержку на этом уровне подводимой тепловой мощности в течение 50 100 ч. снова определяют основные режимы и параметры, характеризующие качество ЯЭУ, сравнивают их значения с ранее полученными, и по их совпадению судят о способности ЯЭУ нормально функционировать в космосе, после чего ЯЭУ вновь расхолаживают.This problem is solved by the fact that in the quality control method of a space nuclear power plant (NPP), which converts thermal energy into electrical energy directly, including thermal acceptance tests before using it in space, including heating a nuclear power plant in vacuum from bench heat sources to a temperature equal to the temperature of the nuclear power plant when it is operated in space at the rated thermal power of the reactor by increasing the thermal power supplied from stand sources at a speed not exceeding scab growth temperature NEI at 100 o C / hour, the determination at this temperature consumed thermal power, the basic characteristics and parameters, and comparing their values with the computed, coincidentally are judged NEI's ability to operate in space, and cooling NPI to ambient temperature, according to the invention, after cooling the nuclear power plant, it is reheated by supplying the same thermal power as in the initial test, while increasing the thermal power supplied from the bench sources, according to the linear law, for a time equal to the frequency of dividing the thermal power determined at the previous stage of heating, by the average rate of increase of the thermal power of the reactor at the site of its change from the minimum controlled level of neutron power to the accepted level of heating when the nuclear power plant is launched into the mode of generating electric power in space , then extract at this level of supplied heat power for 50 to 100 hours. The main modes and parameters characterizing the quality of the nuclear power plant are again determined, compared ivayut their values with those obtained previously, and their coincidence is judged on nuclear power's ability to function in space, then NEI again dampen.
Способ реализуется на специальном технологическом стенде. Стенд имеет вакуумную камеру, в которую устанавливают ЯЭУ и через герметичные вводы соединяют ее системы со стендовыми системами: откачки, газовыми системами, системой электропитания, системой технологического контроля и управления и другими системами, необходимыми для проведения испытаний. В камере обеспечивается вакуум не хуже 1,33•10-3 Па. Источники тепла, обычно электронагреватели, устанавливают или в вакуумной камере вокруг холодильника-излучателя ЯЭУ, служащего в данном случае как приемник тепла от нагревателей и передачи его через жидкометаллический контур к реактору ЯЭУ, или, если позволяет конструкция ЯЭУ, нагреватели монтируются в тепловыделяющие сердечники вместо ядерного топлива. Разогрев ЯЭУ может быть также осуществлен прокачкой нагреваемого в стендовом контуре теплоносителя через контур ЯЭУ.The method is implemented on a special technological stand. The stand has a vacuum chamber in which the nuclear power plant is installed and through hermetic inlets connect its systems to bench systems: pumping, gas systems, power supply system, technological control and management system and other systems necessary for testing. A vacuum of at least 1.33 • 10 -3 Pa is provided in the chamber. Heat sources, usually electric heaters, are installed either in a vacuum chamber around the nuclear emitter cooler-radiator, which in this case serves as a heat sink from the heaters and transfers it through the liquid metal circuit to the nuclear power plant, or, if the design of the nuclear power plant allows, the heaters are mounted in the fuel cores instead of nuclear fuel. The heating of the nuclear power plant can also be carried out by pumping the coolant heated in the bench loop through the nuclear power loop.
Проверку качества осуществляют в два этапа. На первом этапе осуществляют нагрев ЯЭУ в вакууме от стендовых источников тепла до температуры равной температуре ЯЭУ при работе ее в космосе на номинальной тепловой мощности, реактора посредством увеличения тепловой мощности подводимой от стендовых источников со скоростью, не превышающей скорость роста температуры ЯЭУ равной 100oC/час. На достигнутом уровне температур определяют тепловую мощность, обеспечивающую этот уровень, проводят измерение электрических параметров, энергетических, измеряют давления в полостях, проверяют герметичность полостей, проводят проверку функционирования механических систем и другие необходимые проверки. На основании проведенных измерений проводят сверку полученных значений параметров с требуемыми по конструкторской документации. По совпадению полученных значений с требуемыми судят о качестве изготовления и способности ЯЭУ нормально функционировать в космосе. После этого проводят плавное расхолаживание ЯЭУ до температуры окружающей среды и определяют параметры при нормальных условиях.Quality control is carried out in two stages. At the first stage, the nuclear power plants are heated in vacuum from bench heat sources to a temperature equal to the temperature of the nuclear power plant when it is operated in space at nominal thermal power, the reactor by increasing the heat power supplied from the bench sources at a speed not exceeding the growth rate of the nuclear power plant equal to 100 o C / hour. At the achieved temperature level, the thermal power providing this level is determined, electrical, energy parameters are measured, pressure in the cavities is measured, the cavities are checked for leaks, the functioning of mechanical systems is checked and other necessary checks are performed. Based on the measurements carried out, the obtained parameter values are reconciled with the required values according to the design documentation. By the coincidence of the obtained values with the required, they judge the quality of manufacture and the ability of the nuclear power plant to function normally in space. After that, a smooth cooling of the nuclear power plant to ambient temperature is carried out and the parameters are determined under normal conditions.
Затем присутствуют к проведению второго этапа проверки качества. На этом этапе осуществляют быстрый подвод тепловой мощности. При таком подводе тепловой мощности, существовавшая на первом этапе адекватная зависимость между скоростью роста тепловой мощности ЯЭУ и скоростью роста температур ЯЭУ нарушается (рост температур отстает от роста тепловой мощности во времени). В этом случае скорость увеличения тепловой мощности ЯЭУ целесообразнее выразить через время ее подвода. Поэтому, посредством увеличения мощности нагревательных устройств по заранее составленному алгоритму, например, по линейному закону, доводят их мощность до значения, которое было зафиксировано на первом этапе испытания. Время достижения этого уровня определяется как частное от деления тепловой мощности, определенной на предыдущем этапе разогрева, на среднюю скорость увеличения тепловой мощности реактора на участке ее изменения от минимально контролируемого уровня нейтронной мощности до принятого уровня прогрева при пуске ЯЭУ на режим генерирования электрической мощности в космосе. Затем проводят выдержку на этом уровне подводимой тепловой мощности в течение 50 100 часов, снова определяют основные режимы и параметры, характеризующие качество ЯЭУ, сравнивают их значения с ранее полученными и по их совпадению судят о способности ЯЭУ нормально функционировать в космосе, после чего ЯЭУ вновь расхолаживают. Then present for the second phase of quality control. At this stage, carry out a quick supply of thermal power. With such a supply of thermal power, the adequate dependence that existed at the first stage between the growth rate of the thermal power of the nuclear power plant and the temperature growth rate of the nuclear power plant is violated (the temperature increase lags behind the increase in thermal power in time). In this case, the rate of increase in the thermal power of the nuclear power plant is more appropriate to express through the time of its supply. Therefore, by increasing the power of the heating devices according to a pre-compiled algorithm, for example, according to a linear law, their power is brought to the value that was recorded at the first stage of the test. The time to reach this level is determined as the quotient of dividing the thermal power determined at the previous stage of heating by the average rate of increase in the thermal power of the reactor at the site of its change from the minimum controlled level of neutron power to the accepted level of heating when the nuclear power plant is launched into the mode of generating electric power in space. Then they are held at this level of supplied thermal power for 50 to 100 hours, the main modes and parameters characterizing the quality of the nuclear power plant are determined again, their values are compared with previously obtained ones, and their coincidence is used to judge the ability of the nuclear power plant to function normally in space, after which the nuclear power plant is damped again. .
Для ясности покажем это на примере. В ЯЭУ "Топаз II" уровень мощности прогрева выбран примерно на 30% выше уровня, обеспечивающего номинальный режим генерирования электрической мощности, а система автоматического управления доводит его до требуемого значения в третьем этапе пускового режима посредством снижения. Уровень прогрева ЯЭУ составляет 110 кВт. Минимально контролируемый уровень нейтронной мощности соответствует 10 кВт тепловых. Разность составляет 100 кВт. For clarity, let us show this as an example. In the Topaz II nuclear power plant, the heating power level is selected approximately 30% higher than the level that ensures the nominal electric power generation mode, and the automatic control system brings it to the required value in the third stage of the starting mode by reducing it. The heating level of the nuclear power plant is 110 kW. The minimum controlled neutron power level corresponds to 10 kW of thermal. The difference is 100 kW.
В процессе экспериментальной отработки ЯЭУ на опытных образцах при ядерных стендовых или летных испытаниях, исходя из принятой логики пуска с учетом конструктивных особенностей ЯЭУ, установлено, что для вывода установки на уровень прогрева, обеспечивающий генерирование полезной электрической мощности, должно быть затрачено не более 40 минут. Так как для ЯЭУ "Топаз I " уровень прогрева принят на 30% больше номинального, то в нашем примере он составит около 130 кВт. In the process of experimental testing of nuclear power plants on prototypes during nuclear bench or flight tests, based on the adopted launch logic, taking into account the design features of the nuclear power plant, it was found that no more than 40 minutes should be spent to bring the installation to the level of heating, which generates useful electrical power. Since for the Topaz I nuclear power plant the warming level is adopted by 30% more than the nominal, in our example it will be about 130 kW.
Следовательно, средняя скорость составит
130 40 3,25 кВт/мин.Therefore, the average speed will be
130 40 3.25 kW / min.
В стендовых условиях на первом этапе разогрева установлено, что для достижения той же температуры, что и в космосе, требуется 80 кВт. Следовательно, время достижения этой мощности от стендовых источников питания составит
80 3,25 24,6 мин.In bench conditions at the first stage of heating, it was found that to reach the same temperature as in space, 80 kW is required. Consequently, the time to reach this power from bench power sources will be
80 3.25 24.6 min.
В течение этого времени по линейному закону устанавливают необходимую мощность (у нас 80 кВт). На этом уровне тепловой мощности проводят выдержку ЯЭУ в течение 50 100 часов с целью проведения операции приработки систем ЯЭУ и выявления последствий теплового воздействия пускового режима. В процессе роста температур появляется возможность проверить функционирование механических систем, определить время роста давления паров цезия, проследить за динамикой изменения электрических параметров и давления в полостях в зависимости от изменения температуры теплоносителя. Это позволяет надежнее прогнозировать состояние системы при запуске ЯЭУ в космосе. В конце этапа приработки снова проверяют все необходимые параметры и сравнивают их значения с полученными на первом этапе. По характеру совпадения или отклонения параметров, по сохранению герметичности судят о качестве ЯЭУ и делают заключение о способности ЯЭУ нормально функционировать в космосе. During this time, the required power is established according to a linear law (we have 80 kW). At this level of thermal power, nuclear power plants are exposed for 50 to 100 hours in order to conduct the operation of running in of nuclear power systems and to identify the consequences of the thermal effect of the starting mode. In the process of temperature increase, it becomes possible to check the functioning of mechanical systems, determine the time of increase in the pressure of cesium vapor, to monitor the dynamics of changes in electrical parameters and pressure in the cavities depending on the change in the temperature of the coolant. This allows you to more reliably predict the state of the system when launching a nuclear power plant in space. At the end of the running-in phase, all the necessary parameters are checked again and their values are compared with those obtained in the first stage. By the nature of the coincidence or deviation of the parameters, by maintaining the tightness, they judge the quality of the nuclear power plant and draw a conclusion about the ability of the nuclear power plant to function normally in space.
В случае обнаружения неисправностей или отклонений от требуемых значений принимают решение об исправлении дефекта и повторном проведении испытаний. В случае обнаружения серьезных отклонений изделие бракуется. Таким образом, данный способ контроля качества позволяет существенно снизить вероятность вывода на орбиту дефектных изделий, что было подтверждено стендовыми испытаниями. In the event of malfunctions or deviations from the required values, a decision is made to correct the defect and re-test. If serious deviations are found, the product is rejected. Thus, this quality control method can significantly reduce the probability of launching defective products into orbit, which was confirmed by bench tests.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU925050136A RU2082227C1 (en) | 1992-06-30 | 1992-06-30 | Method for checking quality of space nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU925050136A RU2082227C1 (en) | 1992-06-30 | 1992-06-30 | Method for checking quality of space nuclear power plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2082227C1 true RU2082227C1 (en) | 1997-06-20 |
Family
ID=21608232
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU925050136A RU2082227C1 (en) | 1992-06-30 | 1992-06-30 | Method for checking quality of space nuclear power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2082227C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2690827C1 (en) * | 2018-05-25 | 2019-06-05 | Акционерное общество "Информационные спутниковые системы" имени академика М.Ф. Решетнёва" | Method for diagnostics of spacecraft temperature control system operability |
-
1992
- 1992-06-30 RU SU925050136A patent/RU2082227C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| А.А.Куландин и др. Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ.- Л.: Энергоатомиздат, 1987, с. 307. 2. Болдушин И.П. и др. Космическая термоэмиссионная ЯЭУ по программе "Топаз". Принципы конструкции и режим работы.- "Атомная энергия", т.70, вып. 4, 1991, с.221. 3. ЯЭУ "Топаз 11", СП "ИНТЕРТЕК", М., 1991. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2690827C1 (en) * | 2018-05-25 | 2019-06-05 | Акционерное общество "Информационные спутниковые системы" имени академика М.Ф. Решетнёва" | Method for diagnostics of spacecraft temperature control system operability |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR100605815B1 (en) | Nuclear reaction protection system | |
| Babichev et al. | Automated safety system for electric driving gas-pumping units | |
| US20020052673A1 (en) | Digital online active test plant protection system in a nuclear power plant and method thereof | |
| CN101354429A (en) | Integrated circuit thermal vacuum test method | |
| US20190003917A1 (en) | Method and systems for a vessel leakage tightness test | |
| CN109213108A (en) | A kind of nuclear power station operator runs auxiliary support system and method | |
| Pradhan et al. | SST-1 status and plans | |
| CN112259274A (en) | Debugging method for middle-long-term heat-extraction cooling water system after nuclear power plant accident | |
| RU2082227C1 (en) | Method for checking quality of space nuclear power plant | |
| US4486381A (en) | Power controlling apparatus for boiling water atomic reactor | |
| JP7026019B2 (en) | Reactor shutdown equipment, nuclear plant and reactor shutdown method | |
| CN106500980A (en) | Pressurizer safety valve performance pilot system and test method with water as working medium | |
| Savoldi et al. | Analysis of a protected Loss Of Flow Accident (LOFA) in the ITER TF coil cooling circuit | |
| JP6505889B1 (en) | Abnormality alleviation facility for nuclear reactor and method for judging adherence of control rod | |
| Nicitin et al. | Special features and results of the ‘‘TOPAZ II’’nuclear power system tests with electric heating | |
| Pradhan | SST-1 Refurbishment Progress: an Update | |
| Campisi | Testing of the SNS superconducting cavities and cryomodules | |
| US5084885A (en) | Nc laser device | |
| JP6192925B2 (en) | Plant operation support apparatus and plant operation support method | |
| CN113421663B (en) | Natural circulation cooling method suitable for pressurized water reactor nuclear power plant | |
| Park et al. | Safety verification for the ECCS driven by the electrically 4 trains during LBLOCA reflood phase using ATLAS | |
| Conn et al. | Influence of startup, shutdown and staged power operation on tandem mirror reactor design | |
| JP2024533278A (en) | Method and system for monitoring nuclear power plants through imbalance detection and characterization - Patents.com | |
| Yu et al. | Operation and Operation Analysis | |
| Kong et al. | Upgrade and shakedown test of a high temperature fluoride salt test loop |