RU2170958C1 - Method for emergency protection of nuclear reactor in response to changes in neutron current rate - Google Patents

Method for emergency protection of nuclear reactor in response to changes in neutron current rate Download PDF

Info

Publication number
RU2170958C1
RU2170958C1 RU99124377/06A RU99124377A RU2170958C1 RU 2170958 C1 RU2170958 C1 RU 2170958C1 RU 99124377/06 A RU99124377/06 A RU 99124377/06A RU 99124377 A RU99124377 A RU 99124377A RU 2170958 C1 RU2170958 C1 RU 2170958C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
value
neutron flux
tech
mouth
threshold
Prior art date
Application number
RU99124377/06A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
В.П. Потапова
Е.Б. Патрин
В.И. Гудков
Original Assignee
Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники"
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 Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" filed Critical Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники"
Priority to RU99124377/06A priority Critical patent/RU2170958C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2170958C1 publication Critical patent/RU2170958C1/en

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
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear reactor safety systems responding to abnormal neutron flux density. SUBSTANCE: neutron flux parameters are measured, their current value is compared with threshold value, and emergency signal is shaped in case current value rises above threshold one. Used as current value is measured variable in the form of signal proportional to neutron flux density. Threshold value is calculated from formula which is given in the specification. EFFECT: reduced time and enhanced precision of predicting emergency situation. 1 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в системах управления и защиты ядерного реактора для его аварийного останова при недопустимом увеличении скорости изменения плотности нейтронного потока. The invention relates to nuclear engineering and can be used in control systems and protection of a nuclear reactor for emergency shutdown with an unacceptable increase in the rate of change of the neutron flux density.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ аварийной защиты ядерного реактора по скорости изменения плотности нейтронного потока, при котором измеряют параметры нейтронного потока, сравнивают их текущее и пороговое значения и формируют аварийный сигнал при превышении текущего значения над пороговым. При осуществлении известного способа после получения с помощью токового датчика сигнала, пропорционального плотности нейтронного потока, сигнал преобразуют с помощью логарифмирующего и дифференцирующего усилителей в сигнал, обратно пропорциональный периоду изменения плотности нейтронного потока, т.е. получают текущее значение скорости изменения плотности нейтронного потока, которое сравнивают с пороговым значением скорости изменения плотности нейтронного потока, при этом пороговое значение устанавливают равным значению уставки защиты по скорости. В случае отклонения текущего значения от допустимого предела порогового значения формируют сигнал аварийной защиты (см. Шульц M. Регулирование энергетических ядерных реакторов.- М., 1957, с. 311). The closest set of essential features to the invention is a method for emergency protection of a nuclear reactor by the rate of change of the neutron flux density, in which the parameters of the neutron flux are measured, their current and threshold values are compared, and an alarm is generated when the current value exceeds the threshold. In the implementation of the known method, after receiving a signal proportional to the neutron flux density using a current sensor, the signal is converted using a logarithmic and differentiating amplifier into a signal inversely proportional to the period of variation of the neutron flux density, i.e. get the current value of the rate of change of the neutron flux density, which is compared with the threshold value of the rate of change of the neutron flux density, and the threshold value is set equal to the value of the speed protection setting. In case of deviation of the current value from the permissible limit of the threshold value, an emergency protection signal is generated (see Schulz M. Regulation of nuclear power reactors. - M., 1957, p. 311).

Недостатком известного способа является возможность ошибочного определения аварийной ситуации или ее определение с задержкой, что объясняется погрешностью в определении текущего значения скорости изменения плотности нейтронного потока за счет возможного отклонения параметров логарифмирующего элемента и/или дифференцирующего устройства в случае нагрева аппаратуры или ее старения, а также погрешностью в полученном значении скорости изменения плотности нейтронного потока, которая неизбежна при преобразовании одного параметра нейтронного потока в другой. При этом температурная компенсация аппаратуры приводит к ее усложнению и, следовательно, к снижению надежности, а фактор старения может быть выявлен только при плановых проверках аппаратуры. The disadvantage of this method is the possibility of erroneously determining the emergency situation or defining it with a delay, which is explained by the error in determining the current value of the rate of change of the neutron flux density due to the possible deviation of the parameters of the logarithmic element and / or differentiating device in case of heating of the equipment or its aging, as well as the error in the obtained value of the rate of change of the neutron flux density, which is inevitable when converting a single neutron parameter carriage flow to another. In this case, temperature compensation of the equipment leads to its complexity and, consequently, to a decrease in reliability, and the aging factor can be detected only during scheduled inspections of the equipment.

Задачей настоящего изобретения является создание способа аварийной защиты ядерного реактора, который позволит с высокой точностью и быстродействием определить аварийную ситуацию. The objective of the present invention is to provide a method for emergency protection of a nuclear reactor, which will allow with high accuracy and speed to determine the emergency situation.

Технический результат, который может быть получен при осуществлении настоящего изобретения, заключается в сокращении времени определения аварийной ситуации за счет расчета по формуле минимально необходимого времени действия порога, что позволяет повысить быстродействие канала защиты по скорости. Кроме того, использование при расчете времени действия порога заданной величины точности и заданной величины, определяющей максимально прогнозируемую флуктуацию входного параметра (величины, учитывающей погрешность аппаратуры приема сигнала датчика, статистические колебания показаний датчика и помехи в линиях связи), а также прямое сравнение сигнала датчика, пропорционального плотности нейтронного потока (без преобразования в другой параметр нейтронного потока), с пороговым значением позволяет повысить точность определения аварийной ситуации. The technical result that can be obtained by implementing the present invention is to reduce the time for determining an emergency situation by calculating, according to the formula, the minimum required threshold time, which improves the speed of the protection channel in speed. In addition, the use in calculating the threshold action time of a given accuracy value and a predetermined value that determines the maximum predictable fluctuation of the input parameter (a value that takes into account the error in the equipment for receiving the sensor signal, statistical fluctuations of the sensor readings and interference in the communication lines), as well as direct comparison of the sensor signal, proportional to the neutron flux density (without conversion to another neutron flux parameter), with a threshold value, it allows to increase the accuracy of determining accidents Second situation.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе аварийной защиты ядерного реактора по скорости изменения плотности нейтронного потока, при котором измеряют параметры нейтронного потока, сравнивают их текущее и пороговое значения и формируют аварийный сигнал при превышении текущего значения над пороговым, в качестве текущего значения Nтек используют измеренный параметр в виде сигнала, пропорционального плотности нейтронного потока, а пороговое значение Nпор рассчитывают по формуле
Nпор = Nтек • exp (t)/Tуст),
где Nтек текущее значение сигнала;
t - время действия порогового значения;
Tуст - период, равный значению уставки защиты по скорости,
при этом время t действия порогового значения определяют из уравнения
Nтек • exp/t/Tуст)-Nтек•exp(t/Tуст • γ ) = D,
где γ - заданная величина точности определения аварийной ситуации;
D - заданная величина, определяющая максимально прогнозируемую флуктуацию входного параметра.The specified technical result is achieved by the fact that in the known method of emergency protection of a nuclear reactor by the rate of change of the neutron flux density, at which the parameters of the neutron flux are measured, their current and threshold values are compared and an alarm is generated when the current value exceeds the threshold, as the current value N tech use the measured parameter in the form of a signal proportional to the neutron flux density, and the threshold value of N then calculated by the formula
N pore = N tech • exp (t) / T mouth ),
where N tech is the current signal value;
t is the threshold action time;
T mouth - a period equal to the value of the speed protection setting,
wherein the action time t of the threshold value is determined from the equation
N tech • exp / t / T mouth ) -N tech • exp (t / T mouth • γ) = D,
where γ is the specified value for the accuracy of determining the emergency;
D is a given value that determines the maximum predictable fluctuation of the input parameter.

Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором показаны графики изменения во времени сигналов датчика, пропорциональных плотности нейтронного потока: экспонента 1 - с периодом T1 короче периода уставки Tуст, экспонента 2 - с периодом T2, равным периоду уставки Tуст, экспонентa 3 - с периодом T3 длиннее периода уставки Tуст на величину γ, и экспонента 4 - с периодом T4 длиннее периода уставки Tуст на величину, значительно превышающую величину уставки.The invention is illustrated in the drawing, which shows graphs of the time variation of the sensor signals proportional to the neutron flux density: exponent 1 - with a period T 1 shorter than the setting period T mouth , exponent 2 - with a period T 2 equal to the setting period T mouth , exponent 3 - with a period T 3 longer than the set-point period T set by γ, and exponent 4 - with a period T 4 longer than the set-point period T set by a value significantly exceeding the set value.

На представленном чертеже все четыре экспоненты начинаются в одной точке Nтек, которая является текущим значением сигнала датчика, пропорционального плотности нейтронногоо потока. Через время t экспонента 2 (с периодом T2, равным периоду уставки Tуст) и экспонента 3 (с периодом T3 длиннее периода уставки Tуст на величину γ процентов) будут отличаться друг от друга на величину D. Графическую зависимость указанных величин можно описать следующим уравнением
Nтек • exp (t)/Tуст)-Nтек• exp (t/Tуст • γ) = D,
где Nтек - текущее значение сигнала;
t - время действия порогового значения;
Tуст - период, равный значению уставки защиты по скорости (период уставки);
γ - заданная величина точности определения аварийной ситуации (проценты);
D - заданная величина, определяющая максимально прогнозируемую флуктуацию входного параметра.In the presented drawing, all four exponentials begin at one point N tech , which is the current value of the sensor signal proportional to the neutron flux density. After time t, exponent 2 (with a period T 2 equal to the setting period T mouth ) and exponent 3 (with a period T 3 longer than the setting period T mouth by γ percent) will differ from each other by D. The graphical dependence of these values can be described the following equation
N tech • exp (t) / T mouth ) -N tech • exp (t / T mouth • γ) = D,
where N tech is the current value of the signal;
t is the threshold action time;
T mouth - a period equal to the value of the speed protection setting (setting period);
γ is the specified value for the accuracy of determining the emergency situation (percent);
D is a given value that determines the maximum predicted fluctuation of the input parameter.

Поскольку значения Nтек, Tуст, γ, D известны, из уравнения можно определить время t, через которое экспоненты 2 и 3 будут отличаться на величину D. Иначе говоря, можно определить время t, по истечении которого можно с точностью γ процентов отличить на величину D период, равный значению уставки от периода, превышающего заданное значение. Зная время t, можно рассчитать пороговое значение Nпор
Nпор = Nтек • exp(t)/Tуст).Since the values of N tech , T mouth , γ, D are known, from the equation it is possible to determine the time t, after which the exponents 2 and 3 will differ by the value D. In other words, you can determine the time t, after which it can be distinguished with an accuracy of γ percent by the value of D is a period equal to the setpoint value from a period exceeding the set value. Knowing the time t, we can calculate the threshold value of N then
N pore = N tech • exp (t) / T mouth ).

Превышение порогового значения Nпор в течение времени t означает развитие ситуации с периодами, равными или короче периода уставки, т.е. развитие аварийной ситуации.Exceeding the threshold value N pores during time t means the development of a situation with periods equal to or shorter than the setting period, i.e. emergency development.

Способ осуществляют следующим образом. The method is as follows.

В начальный момент времени получают текущее значение Nтек сигнала датчика, пропорциональное плотности нейтронного потока. Рассчитывают время t, за которое можно достоверно отличить аварийную ситуацию (аварийное укорочение периода нарастания плотности нейтронного потока) от неаварийной. Для этого задают величину периода уставки Tуст, выбирают значение необходимой точности γ определения аварийной ситуации, например, 5 процентов, и выбирают значение D (величины, определяющей максимально прогнозируемую флуктуацию входного параметра) в зависимости от конкретных условий реализации способа, при этом учитывают погрешность аппаратуры приема сигнала датчика, статистические колебания показаний камер деления и помехи в линиях связи. Время t действия порога определяют из уравнения
Nтек • exp(t/Tуст) - Nтек • exp(t/Tуст • γ) = D,
где Nтек - текущее значение сигнала;
γ - заданная величина точности определения аварийной ситуации;
D - заданная величина, определяющая максимально прогнозируемую флуктуацию входного параметра.At the initial moment of time, the current value N tech of the sensor signal is obtained, which is proportional to the neutron flux density. The time t is calculated, during which it is possible to reliably distinguish an emergency (emergency shortening of the period of increase in the neutron flux density) from non-emergency. To do this, set the value of the setting period T mouth , select the value of the necessary accuracy γ for determining the emergency situation, for example, 5 percent, and select the value D (a value that determines the maximum predictable fluctuation of the input parameter) depending on the specific conditions of the method, taking into account the error of the equipment sensor signal reception, statistical fluctuations in the readings of the division cameras and interference in communication lines. The time t of the action of the threshold is determined from the equation
N tech • exp (t / T mouth ) - N tech • exp (t / T mouth • γ) = D,
where N tech is the current value of the signal;
γ is the specified value for the accuracy of determining the emergency;
D is a given value that determines the maximum predicted fluctuation of the input parameter.

Зная время t действия порога, рассчитывают порогое значение Nпор, превышение которого за время t оценивают как аварийную ситуацию. Пороговое значение Nпор рассчитывают по формуле
Nпор = Nтек • exp(t/Tуст),
где Nтек - текущее значение сигнала датчика;
t - время действия порога;
Tуст - период, равный значению уставки защиты по скорости.Knowing the time t of the threshold action, a threshold value of N pores is calculated, the excess of which for time t is evaluated as an emergency. The threshold value of N then calculated by the formula
N then = N tech • exp (t / T mouth ),
where N tech is the current value of the sensor signal;
t is the threshold action time;
T mouth - a period equal to the value of the speed protection setting.

Затем рассчитанное пороговое значение Nпор в течение времени t сравнивают с последующими значениями сигналов датчика. По завершении времени t рассчитывают следующее пороговое значение и время его действия на основе текущего значения сигнала датчика на данный момент.Then, the calculated threshold value N pores over time t is compared with the subsequent values of the sensor signals. At the end of time t, the next threshold value and its duration are calculated based on the current value of the sensor signal at the moment.

Способ аварийной защиты ядерного реактора по скорости изменения плотности нейтронного потока может быть реализован, например, схемой, которая содержит нейтронный датчик, преобразователь и микропроцессорный контроллер. Электрический сигнал с нейтронного датчика (постоянный ток или импульсы тока), пропорциональный плотности нейтронного потока, поступает в преобразователь, который преобразует сигнал в цифровой код. Микропроцессорный контроллер принимает цифровое значение сигнала датчика и осуществляет все операции (расчеты, сравнения, запоминания) для формирования или неформирования сигнала аварийной защиты, который используется аппаратурой управления исполнительным механизмами для формирования режима аварийной защиты реактора. A method for emergency protection of a nuclear reactor by the rate of change of the neutron flux density can be implemented, for example, by a circuit that contains a neutron sensor, a converter, and a microprocessor controller. The electrical signal from the neutron sensor (direct current or current pulses), proportional to the density of the neutron flux, is fed into the converter, which converts the signal into a digital code. The microprocessor controller receives the digital value of the sensor signal and performs all operations (calculations, comparisons, memorization) to generate or not to form an emergency protection signal, which is used by actuator control equipment to form an emergency reactor protection mode.

Claims (1)

Способ аварийной защиты ядерного реактора по скорости изменения плотности нейтронного потока, при котором измеряют параметры нейтронного потока, сравнивают их текущее и пороговое значения и формируют аварийный сигнал при превышении текущего значения над пороговым, отличающийся тем, что в качестве текущего значения Nтек используют измеренный параметр в виде сигнала, пропорционального плотности нейтронного потока, а пороговое значение Nпор рассчитывают по формуле
Nпор = Nтек • exp(t/Tуст),
где Nтек - текущее значение сигнала;
t - время действия порогового значения;
Tуст - период, равный значению уставки защиты по скорости,
при этом время t действия порогового значения определяют из уравнения
Nтек • exp(t/Tуст) - Nтек • exp(t/Tуст • γ) = D,
где γ - заданная величина точности определения аварийной ситуации;
D - заданная величина, определяющая максимально прогнозируемую флуктуацию входного параметра.The method of emergency protection of a nuclear reactor by the rate of change of the neutron flux density, at which the neutron flux parameters are measured, their current and threshold values are compared, and an alarm signal is generated when the current value exceeds the threshold value, characterized in that the measured parameter is used as the current value of N tech in the form of a signal proportional to the neutron flux density, and the threshold value of N pores is calculated by the formula
N then = N tech • exp (t / T mouth ),
where N tech is the current value of the signal;
t is the threshold action time;
T mouth - a period equal to the value of the speed protection setting,
wherein the action time t of the threshold value is determined from the equation
N tech • exp (t / T mouth ) - N tech • exp (t / T mouth • γ) = D,
where γ is the specified value for the accuracy of determining the emergency;
D is a given value that determines the maximum predicted fluctuation of the input parameter.
RU99124377/06A 1999-11-19 1999-11-19 Method for emergency protection of nuclear reactor in response to changes in neutron current rate RU2170958C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99124377/06A RU2170958C1 (en) 1999-11-19 1999-11-19 Method for emergency protection of nuclear reactor in response to changes in neutron current rate

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99124377/06A RU2170958C1 (en) 1999-11-19 1999-11-19 Method for emergency protection of nuclear reactor in response to changes in neutron current rate

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2170958C1 true RU2170958C1 (en) 2001-07-20

Family

ID=20227158

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU99124377/06A RU2170958C1 (en) 1999-11-19 1999-11-19 Method for emergency protection of nuclear reactor in response to changes in neutron current rate

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2170958C1 (en)

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1986, с. 217 - 219 и 225. *
Шульц М. Регулирование энергетических ядерных реакторов. - М.: Изд-во Иностранной литературы, 1957, с. 311. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20120201339A1 (en) Ex-core nuclear instrumentation system
JP5185581B2 (en) Radiation monitoring device
US4438385A (en) Automatic voltage regulation system for AC generator
US9983567B2 (en) Numerical controller capable of avoiding overheat of spindle
US4036023A (en) Flood control system for a dam
RU2170958C1 (en) Method for emergency protection of nuclear reactor in response to changes in neutron current rate
JPS6255594A (en) Monitor for transient state of starting region of nuclear reactor
JPS6027403B2 (en) Fault detection device for regulating control equipment
CA1094698A (en) System for detection of process trip
RU2653163C1 (en) Method of calibration counting channel of reactometer in pulse-current mode
RU2328780C1 (en) Method for automatic control of nuclear reaction of undercritical nuclear reactor
KR101653915B1 (en) Device and method for variable overpower reactor trip of reactor protection system
SU439227A1 (en) NUCLEAR POWER REACTOR POWER REGULATOR
US4671919A (en) Reactor power level monitoring system using an alpha-beta tracker
RU2784409C1 (en) Method and device for determining nuclear reactor steady period
JPH07244189A (en) Correction method for reactivity measurement value with reactivity meter
SU1119496A1 (en) Nuclear reactor neutron power regulator
US20150146837A1 (en) Oscillation power range monitor system and a method of operating a nuclear power plant
SU1513159A1 (en) Method of controlling turbine plant
KR960007906B1 (en) Speed control system
JP3872826B2 (en) Criticality alarm system
JPH07123584A (en) Overcurrent protector for gto thyristor
RU2438198C1 (en) Protection method of reactor core of water-cooled power reactor as per local parameters using readings of in-core neutron detectors
SU705903A1 (en) Power-level emergency protection arrangement of nuclear reactor
SU995251A1 (en) Method of limiting synchronous machine minimum excitation

Legal Events

Date Code Title Description
HK4A Changes in a published invention