RU2190267C2 - Nuclear reactor control process - Google Patents
Nuclear reactor control process Download PDFInfo
- Publication number
- RU2190267C2 RU2190267C2 RU2000119037/06A RU2000119037A RU2190267C2 RU 2190267 C2 RU2190267 C2 RU 2190267C2 RU 2000119037/06 A RU2000119037/06 A RU 2000119037/06A RU 2000119037 A RU2000119037 A RU 2000119037A RU 2190267 C2 RU2190267 C2 RU 2190267C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- energy
- reactivity
- energy release
- margin
- reactor
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
Description
Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. The invention relates to the field of nuclear reactor control.
Известны способы управления ядерным реактором, заключающиеся в автоматическом регулировании мощности и управлении распределением энерговыделения по активной зоне [Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981, стр. 98]. Known methods of controlling a nuclear reactor, which include automatic power control and distribution of energy distribution in the core [Filipchuk EV, Potapenko PT, Postnikov VV Control of the neutron field of a nuclear reactor. M .: Energoizdat, 1981, p. 98].
Недостатки известных способов заключаются в нарушении выполнения функций одной системы другой системой, ухудшении результата эффективности управления ядерным реактором, ухудшении точности регулирования мощности ядерного реактора и распределения энерговыделения. Кроме того, значение энерговыделения в реакторе не может служить достаточно полной характеристикой состояния активной зоны, так как является лишь частным случаем характеристики энергонапряженности основных элементов активной зоны. The disadvantages of the known methods are the violation of the functions of one system by another system, the deterioration of the result of the efficiency of controlling a nuclear reactor, the deterioration of the accuracy of regulation of the power of a nuclear reactor and the distribution of energy release. In addition, the value of energy release in the reactor cannot serve as a sufficiently complete characteristic of the state of the active zone, since it is only a special case of the characteristic of the energy intensity of the main elements of the active zone.
Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому техническому решению является способ управления ядерным реактором, заключающийся в регулировании мощности по сигналам датчиков мощности путем управления по каналу введения положительной реактивности и по каналу введения отрицательной реактивности, а также в определении по сигналам датчиков параметров ядерного реактора областей активной зоны с наименьшими и наибольшими энерговыделениями или запасами по энергонапряженности для управления распределением запаса по энергонапряженности по активной зоне рабочими органами изменения реактивности [Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора, М.: Энергоиздат, 1981, с. 126]. The closest in technical essence to the proposed technical solution is a method of controlling a nuclear reactor, which consists in controlling the power according to the signals of the power sensors by controlling the channel for introducing positive reactivity and the channel for introducing negative reactivity, as well as determining the areas of the active zone from the sensors of the sensors of the nuclear reactor with the smallest and greatest energy releases or energy reserves to control the distribution of energy reserves reactivity changes in the active zone by working bodies [Filipchuk E.V., Potapenko P.T., Postnikov V.V. Control of the neutron field of a nuclear reactor, M .: Energoizdat, 1981, p. 126].
Недостатки этого известного способа заключаются в ухудшении точности регулирования мощности ядерного реактора и управления распределением запаса по энергонапряженности или распределением энерговыделения, что сопровождается ухудшением равномерности выгорания топлива, уменьшением ресурса активной зоны и безопасности ядерного реактора. Объясняется это следующим. The disadvantages of this known method are the deterioration in the accuracy of regulating the power of a nuclear reactor and controlling the distribution of the margin of energy intensity or the distribution of energy release, which is accompanied by a deterioration in the uniformity of fuel burnout, a decrease in the core resource and the safety of a nuclear reactor. This is explained as follows.
При управлении рабочими органами по сумме сигналов внереакторных и внутриреакторных детекторов невозможно обеспечить одновременно хорошую точность регулирования мощности ядерного реактора и управления распределением запаса по энергонапряженности или распределением энерговыделения. Кроме того, значение энерговыделения в реакторе не может служить достаточно полной характеристикой состояния активной зоны, так как является лишь частным случаем характеристики энергонапряженности основных элементов активной зоны. Объясняется это следующим. When controlling the working bodies by the sum of the signals of non-reactor and intra-reactor detectors, it is impossible to simultaneously ensure good accuracy in regulating the power of a nuclear reactor and controlling the distribution of the reserve by energy voltage or the distribution of energy release. In addition, the value of energy release in the reactor cannot serve as a sufficiently complete characteristic of the state of the active zone, since it is only a special case of the characteristic of the energy intensity of the main elements of the active zone. This is explained as follows.
Масштабы сигналов внереакторного и внутризонного детекторов зависят от положения ближайших к ним рабочих органов, температуры теплоносителя и окружающих конструкций, поэтому сигналы детекторов не отражают тепловую мощность ядерного реактора. Регулирование тепловой мощности по сигналам детекторов будет соответствовать отбираемой мощности, тепловой нагрузке, если масштабы сигналов детекторов будут откорректированы по сигналам тепловой мощности или другим тепловым параметрам. Это позволит поддерживать постоянным масштаб сигналов внереакторных детекторов относительно тепловой мощности реактора независимо от состояния ядерного реактора, его параметров, положения рабочих органов. Сигналы внутриреакторных детекторов так корректировать нельзя, так как это исключит возможность управления распределением запаса по энергонапряженности или распределением энерговыделения по этим сигналам. Так как масштабы сигналов внутриреакторных детекторов не приведены в соответствие с тепловой мощностью реактора, то регулирование мощности и управление распределением запаса по энергонапряженности или распределением энерговыделения в локальных участках ядерного реактора по сигналам этих детекторов, а также по сумме внереакторных и внутриреакторных детекторов (так как масштабы сигналов этих детекторов не согласованы между собой) ведет к нарушению баланса между регулируемой и заданной тепловой мощностями. Следствием такого нарушения баланса может быть отклонение параметров ядерного реактора от заданных значений, излишнее включение приводов рабочего органа, увеличение неравномерности распределения запаса по энергонапряженности или распределения энерговыделения и, соответственно, выгорания топлива и увеличение термических напряжений в конструкциях реактора. Кроме того, управление распределением запаса по энергонапряженности должно осуществляться в рамках системы ограничений, налагаемых на регулируемый параметр и определяемых регламентными требованиями к основным показателям и характеристикам энергонапряженности основных элементов активной зоны. Такими ограничениями для реакторов c большими активными зонами могут являться предельно-допустимые значения мощности отдельной тепловыделяющей сборки и ее коэффициентов запаса до некоторых уровней, характеризуемых, например, нарушениями условий нормального теплообмена ("кризис" теплообмена), и/или условий допустимой линейной нагрузки по энергонапряженности, и/или условий допустимого температурного подогрева теплоносителя и т.д. Для этого могут понадобиться значения таких параметров ядерного реактора, как, например, температура и расход теплоносителя, давление. В канальных реакторах типа РБМК нарушение нормального теплообмена может произойти, например, при изменении расхода теплоносителя в одном из каналов. Таким образом, по значениям энерговыделения, определяемым по сигналам только внутриреакторных детекторов, нельзя полностью охарактеризовать состояние активной зоны по энергонапряженности. The scale of the signals of the non-reactor and intraband detectors depends on the position of the working bodies closest to them, the temperature of the coolant and surrounding structures; therefore, the signals of the detectors do not reflect the thermal power of the nuclear reactor. Regulation of thermal power according to the signals of the detectors will correspond to the selected power, heat load, if the scale of the signals of the detectors will be corrected according to the signals of thermal power or other thermal parameters. This will make it possible to maintain a constant signal scale of non-reactor detectors with respect to the thermal power of the reactor, regardless of the state of the nuclear reactor, its parameters, or the position of the working bodies. The signals of the in-reactor detectors cannot be corrected in this way, since this will exclude the possibility of controlling the distribution of the reserve by energy intensity or the distribution of energy release by these signals. Since the signal scales of the in-reactor detectors are not brought into correspondence with the thermal power of the reactor, the power regulation and control of the distribution of the reserve by energy voltage or the distribution of energy release in the local sections of the nuclear reactor according to the signals of these detectors, as well as by the sum of the non-reactor and intra-reactor detectors (since the signal scales these detectors are not consistent with each other) leads to an imbalance between the regulated and given thermal powers. The consequence of such an imbalance can be a deviation of the parameters of the nuclear reactor from the set values, excessive inclusion of the drives of the working body, an increase in the unevenness of the distribution of the reserve by energy voltage or the distribution of energy release and, accordingly, fuel burnout and an increase in thermal stresses in the reactor structures. In addition, the management of the distribution of the reserve according to the energy intensity should be carried out within the framework of the system of restrictions imposed on the adjustable parameter and determined by the regulatory requirements for the main indicators and characteristics of the energy intensity of the main elements of the core. Such limitations for reactors with large active zones may be the maximum allowable values of the power of an individual fuel assembly and its safety factors to certain levels, characterized, for example, by violations of normal heat transfer conditions (heat exchange “crisis”), and / or conditions of permissible linear load with respect to energy intensity , and / or conditions of permissible temperature heating of the coolant, etc. For this, the values of such parameters of a nuclear reactor as, for example, temperature and flow rate, pressure, may be needed. In RBMK-type channel reactors, a violation of normal heat transfer can occur, for example, when the flow rate of the coolant in one of the channels changes. Thus, according to the values of energy release, determined by the signals of only in-reactor detectors, it is impossible to fully characterize the state of the active zone by energy intensity.
Задача предлагаемого изобретения заключается в повышении точности управления распределением запаса по энергонапряженности или распределением энерговыделения и регулирования мощности ядерного реактора, улучшении равномерности выгорания топлива, увеличении ресурса активной зоны, повышении безопасности ядерного реактора. The objective of the invention is to improve the accuracy of managing the distribution of the reserve by energy intensity or the distribution of energy and regulating the power of a nuclear reactor, improving the uniformity of fuel burnup, increasing the life of the core, increasing the safety of a nuclear reactor.
Поставленная задача решается тем, что в способе управления ядерным реактором, заключающемся в регулировании мощности по сигналам датчиков мощности путем управления по каналу введения положительной реактивности и по каналу введения отрицательной реактивности рабочими органами изменения реактивности, а также в определении по сигналам датчиков параметров ядерного реактора областей активной зоны с наименьшими и наибольшими энерговыделениями или запасами по энергонапряженности, дополнительно канал управления регулятора введением положительной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно влияющего на изменение плотности потока нейтронов в области наименьшего энерговыделения или наибольшего запаса по энергонапряженности, а канал управления регулятора введением отрицательной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно изменяющего плотность потока нейтронов в области наибольшего энерговыделения или наименьшего запаса по энергонапряженности. The problem is solved in that in the method of controlling a nuclear reactor, which consists in controlling the power according to the signals of the power sensors by controlling the change in reactivity along the channel for introducing positive reactivity and on the channel for introducing negative reactivity, as well as determining the active regions from the sensor signals of the sensors zones with the smallest and greatest energy releases or reserves of energy intensity, in addition, the control channel of the controller introducing the floor of reactivity is connected to the drive of the working body, the most strongly affecting the change in the neutron flux density in the region of the lowest energy release or the largest margin of energy intensity, and the control channel for regulating the introduction of negative reactivity is connected to the drive of the working body, which changes the neutron flux density most strongly in the region of the highest energy release or the smallest margin of energy intensity.
Кроме того, в качестве датчиков параметров ядерного реактора могут использоваться любые датчики, сигналы которых характеризуют значение энерговыделения или запаса по энергонапряженности, например по энерговыделению - внутриреакторные детекторы или по температуре - температурные датчики. In addition, any sensors can be used as sensors for parameters of a nuclear reactor, the signals of which characterize the value of energy release or reserve by energy intensity, for example, by energy release - internal reactor detectors or by temperature - temperature sensors.
Кроме того, если разность сигналов областей с наибольшим и наименьшим энерговыделением или запасом по энергонапряженности превысит заданное значение, то рабочим органом, наиболее сильно влияющим на плотность потока нейтронов в области наибольшего энерговыделения или наименьшего запаса по энергонапряженности, вводят отрицательную реактивность, пока разность между сигналами наибольшего и наименьшего энерговыделения или запаса по энергонапряженности не станет равной или меньше заданного значения. In addition, if the difference between the signals of the regions with the highest and lowest energy release or energy margin exceeds a predetermined value, then the working body that most strongly affects the neutron flux density in the region of the highest energy release or lowest energy margin is negative reactivity, while the difference between the signals of the highest and the smallest energy release or margin in energy intensity does not become equal to or less than the specified value.
Это позволяет управление распределением энерговыделения или запаса по энергонапряженности по активной зоне осуществлять в многопараметрическом пространстве, причем для каждого типа реактора иметь свой набор и свою систему приоритетов таких параметров. This makes it possible to control the distribution of energy release or energy reserve over the core in a multi-parameter space, and for each type of reactor it has its own set and its own priority system of such parameters.
Способ может быть реализован как в ручном, так и в автоматическом режиме управления. The method can be implemented both in manual and in automatic control mode.
Вариант реализации предлагаемого способа автоматического регулирования мощности и управления распределением запаса по энергонапряженности в активной зоне показан на фиг.1, где УВК мин. ЭВ - устройство выбора рабочего органа изменения реактивности в области с наибольшим энерговыделением или наименьшим запасом по энергонапряженности; УВК макс. ЭВ - устройство выбора рабочего органа в области с наименьшим энерговыделением или наибольшим запасом по энергонапряженности; БР - блок разности между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности; БФ - блок формирования сигнала превышения разности между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности над заданным значением Uy; КУ (+) ρ - канал управления изменением положительной реактивности автоматического регулятора мощности, АРМ; КУ (-) ρ - канал управления изменением отрицательной реактивности; 1КР - блок управления первым приводом рабочего органа компенсации и регулирования КР; nКР - блок управления n-ым приводом рабочего органа компенсации и регулирования КР; Ф СУ - формирователь сигнала управления автоматическим регулятором мощности АРМ; Nи - сигнал измеренной мощности; Ny - сигнал заданного уровня мощности; 1 - логическое устройство ИЛИ. An embodiment of the proposed method for automatically controlling power and controlling the distribution of the reserve by energy intensity in the core is shown in FIG. 1, where the UVK min. EV - a device for selecting a working body for reactivity changes in the region with the highest energy release or the lowest energy supply margin; UVK max. EV - a device for selecting a working body in the region with the lowest energy release or the largest supply of energy intensity; BR - a block of the difference between the maximum and minimum energy release or energy margin; BF — signal generation block for the excess of the difference between the maximum and minimum energy release or energy margin over a given value Uy; KU (+) ρ - channel for controlling the change in the positive reactivity of the automatic power controller, AWP; KU (-) ρ - channel for controlling the change in negative reactivity; 1KR - control unit for the first drive of the working body of compensation and regulation of the Kyrgyz Republic; nKR - control unit of the nth drive of the working body of compensation and regulation of the Kyrgyz Republic; F SU - shaper control signal automatic power control arm; Ni - signal of measured power; Ny - signal of a given power level; 1 - logical device OR.
Сигналы датчиков параметров ядерного реактора поступают в УВК макс. ЭВ и УВК мин. ЭВ, где определяются области с максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности активной зоны, а также привод органа компенсации и регулирования, от 1КР до nКР, наиболее сильно влияющего на изменение энерговыделения или энергонапряженности в соответствующей области. По сигналу максимального энерговыделения или минимального запаса по энергонапряженности подается сигнал разрешения включения привода КР в канале управления введением отрицательной реактивности автоматическим регулятором АРМ. Разрешение на включение привода КР в канале управления введением положительной реактивности осуществляется по сигналу минимального энерговыделения или максимального запаса по энергонапряженности. Если сигнал заданного уровня мощности Ny превысит сигнал измеренной мощности Nи, с формирователя сигнала управления ФСУ на автоматический регулятор АРМ поступит сигнал на увеличение мощности, то АРМ включит канал управления введением положительной реактивности. К этому каналу подключен привод КР компенсирующего органа в области наименьшего энерговыделения или наибольшего запаса по энергонапряженности. Введение положительной реактивности в этой области вызовет увеличение плотности нейтронного потока, увеличение энерговыделения, энергонапряженности, уменьшение запаса по энергонапряженности. Если в процессе увеличения мощности наименьшее энерговыделение или наибольший запас по энергонапряженности возникнет в другой области активной зоны, то включится другой, соответствующей этой области привод КР, увеличивая плотность нейтронного потока в этой области и т.д. до окончания работы АРМ. Если сигнал измеренной мощности Nи превысит сигнал заданного уровня мощности Ny, то по сигналу Ф СУ уменьшения мощности АРМ включит канал введения отрицательной реактивности, где подключен привод КР в области с наибольшим энерговыделением или наименьшим запасом по энергонапряженности. Введение отрицательной реактивности будет уменьшать плотность потока нейтронов, уменьшит энерговыделение или увеличит запас по энергонапряженности в этой области. Разность между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности вычисляется в блоке разности БР. Значение разности из БР поступает в блок формирования БФ, где сравнивается с допустимым значением разности между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности Uy. Сигнал превышения этой разницы через логическую схему ИЛИ включает привод КР области наибольшего энерговыделения или наименьшего запаса по энергонапряженности. Введение отрицательной реактивности будет производиться до тех пор, пока не исчезнет сигнал с выхода блока БФ, когда разность между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности перестанет превышать допустимое значение Uy. Если в процессе введения отрицательной реактивности максимальное энерговыделения или минимальный запас по энергонапряженности возникнет в другой области, то подключится другой привод КР и т.д. Так как в процессе введения отрицательной реактивности мощность ядерного ректора уменьшается, то может появится сигнал на повышение уровня мощности. Автоматический регулятор мощности АРМ включит канал введения положительной реактивности, включится привод КР в области минимального энерговыделения или максимального запаса по энергонапряженности. Это ускорит процесс выравнивания распределения энерговыделения или запаса по энергонапряженности в активной зоне. Таким образом, во всех случаях в процессе регулирования уровня мощности автоматический регулятор действует в направлении выравнивания распределения энерговыделения или запаса по энергонапряженности в активной зоне. The signals from the sensors of the parameters of the nuclear reactor arrive at the UVK max. EV and UVK min. EV, where the areas with the maximum and minimum energy release or margin of energy intensity of the core are determined, as well as the drive of the compensation and regulation body, from 1KR to nKR, which most strongly affects the change in energy release or energy intensity in the corresponding region. According to the signal of maximum energy release or minimum margin of energy supply, a signal is issued to enable the KR drive to be turned on in the control channel by introducing negative reactivity by the automatic workstation controller. Permission to enable the KR drive in the control channel by introducing positive reactivity is carried out by the signal of minimum energy release or maximum margin of energy intensity. If the signal of the specified power level Ny exceeds the signal of the measured power Nи, the signal to increase the power is received from the FSU control signal generator to the automatic workstation controller, then the workstation will turn on the control channel for introducing positive reactivity. To this channel is connected the drive of the compensating organ KR in the region of the lowest energy release or the largest reserve of energy intensity. The introduction of positive reactivity in this area will cause an increase in the neutron flux density, an increase in energy release, energy intensity, and a decrease in the margin in energy intensity. If in the process of increasing the power the least energy release or the largest margin of energy intensity arises in another region of the active zone, then another Raman drive corresponding to this region will turn on, increasing the neutron flux density in this region, etc. until the end of the workstation. If the signal of the measured power Ni exceeds the signal of the specified power level Ny, then, according to the signal Ф СУ of power reduction, the automated workstation will turn on the negative reactivity input channel, where the Raman drive is connected in the area with the highest energy release or the lowest power reserve. The introduction of negative reactivity will decrease the neutron flux density, decrease the energy release, or increase the margin of energy intensity in this region. The difference between the maximum and minimum energy release or energy margin is calculated in the block of difference BR. The value of the difference from the BR goes to the BF formation unit, where it is compared with the allowable value of the difference between the maximum and minimum energy release or energy margin Uy. The signal that this difference is exceeded through the OR logic circuit includes a Raman drive of the region with the highest energy release or the least margin in energy intensity. Negative reactivity will be introduced until the signal from the output of the BF block disappears, when the difference between the maximum and minimum energy release or energy margin ceases to exceed the permissible value Uy. If during the introduction of negative reactivity the maximum energy release or the minimum margin of energy intensity arises in a different area, then another Raman drive will be connected, etc. Since the power of a nuclear reactor decreases during the introduction of negative reactivity, a signal may appear to increase the power level. The automatic power control unit of the automated workplace will turn on the channel for introducing positive reactivity, the Raman drive will turn on in the region of minimum energy release or maximum margin of energy intensity. This will speed up the process of equalizing the distribution of energy release or energy reserve in the core. Thus, in all cases, in the process of regulating the power level, the automatic controller acts in the direction of equalizing the distribution of energy release or energy reserve in the core.
Если регулирование распределения энерговыделения или запаса по энергонапряженности осуществляется в многопараметрическом пространстве, то есть, в рамках системы ограничений, налагаемых на запасы тепловыделяющих сборок по кризису теплообмена, по линейной нагрузке, по температурному подогреву теплоносителя и т.д., то на каждом шаге регулирования для каждой локальной области активной зоны, отнесенной к отдельному каналу введения реактивности, на основе сигналов соответствующих датчиков и с использованием результатов расчетов, производимых в устройствах выбора рабочего органа изменения реактивности в областях с наименьшим и наибольшим энерговыделением или запасом по энергонапряженности, УВК мин. ЭВ и УВК макс. ЭВ, определяется набор параметрических коэффициентов запаса. Управление распределением запаса по энергонапряженности, ориентированное на достижение минимума или максимума обобщенного параметра-ограничения, предполагает, что в системе используемых параметров-ограничений установлена иерархия приоритетов, в соответствии с которой каждому из этих параметров присвоен, например, свой относительный "вес", отражающий его значение в общей задаче обеспечения безопасности и эффективности управления конкретного ядерного реактора. Для каждой локальной области активной зоны формируется обобщенный параметр-ограничение, представляющий собой или наименьший из коэффициентов запаса данного набора или сумму параметров-ограничений, взятых с коэффициентами, пропорциональными "весам" этих параметров. Для областей с наименьшим значением обобщенного параметра-ограничения подается сигнал разрешения включения привода КР в канале управления введением отрицательной реактивности автоматическим регулятором АРМ, а для областей с наибольшим значением обобщенного параметра-ограничения - подается сигнал разрешения включения привода КР в канале управления введением положительной реактивности. If the regulation of the distribution of energy release or reserve by energy intensity is carried out in a multi-parameter space, that is, within the framework of the system of restrictions imposed on the reserves of fuel assemblies for a heat transfer crisis, for linear load, for temperature heating of a heat carrier, etc., then at each control step for each local region of the active zone, assigned to a separate channel for introducing reactivity, based on the signals of the corresponding sensors and using the calculation results, imyh in selection devices working organ reactivity changes in domains with the smallest and largest margin of energy release or energy intensity, UVK min. EV and UVK max. EV, a set of parametric safety factors is determined. Management of the distribution of the supply by energy intensity, focused on achieving the minimum or maximum of the generalized restriction parameter, assumes that a priority hierarchy is established in the system of used restriction parameters, according to which each of these parameters is assigned, for example, its own relative "weight" reflecting it importance in the general task of ensuring the safety and management efficiency of a particular nuclear reactor. For each local region of the core, a generalized restriction parameter is formed, which is either the smallest of the safety factors of a given set or the sum of the restriction parameters taken with coefficients proportional to the "weights" of these parameters. For areas with the lowest value of the generalized restriction parameter, the enable signal for enabling the KR drive in the negative reactivity input control channel is sent by the automated workstation automatic controller, and for areas with the highest value of the generalized restriction parameter, the enable signal for enabling the KR drive in the negative reactivity input control channel is supplied.
Если в качестве датчиков параметров ядерного реактора используются внутриреакторные детекторы, то предлагаемый способ позволяет одновременно с регулированием интегральной мощности реактора производить выравнивание запаса по энергонапряженности путем управления распределением энерговыделения в локальных участках реактора. If intra-reactor detectors are used as sensors for parameters of a nuclear reactor, the proposed method allows simultaneously with regulation of the integral power of the reactor to equalize the supply by energy voltage by controlling the distribution of energy release in local sections of the reactor.
Если в качестве датчиков параметров ядерного реактора используются температурные датчики: термопары или термометры сопротивления, установленные на входе и выходе теплоносителя в отдельных каналах, - то предлагаемый способ позволяет одновременно с регулированием интегральной мощности реактора производить выравнивание запаса по энергонапряженности путем выравнивания температуры теплоносителя в каналах реактора регулированием мощности в локальных участках реактора. Это значительно уменьшает влияние на качество регулирования инерционности измерительных температурных трактов, по сигналам которых только выбирается канал управления регулятора, а управляется регулятор по сигналам практически безинерционных нейтронных детекторов, что увеличивает быстродействие регулятора, улучшает качество переходных процессов. If temperature sensors are used as sensors of the parameters of a nuclear reactor: thermocouples or resistance thermometers installed at the inlet and outlet of the coolant in separate channels, then the proposed method allows simultaneously regulating the integral power of the reactor to equalize the supply by energy voltage by leveling the temperature of the coolant in the reactor channels by regulating power in local areas of the reactor. This significantly reduces the influence on the quality of inertia regulation of the measuring temperature paths, according to the signals of which the controller’s control channel is only selected, and the controller is controlled by the signals of practically inertia-free neutron detectors, which increases the speed of the controller and improves the quality of transients.
Предложенный способ управления ядерным реактором позволяет одним регулятором осуществлять локальное и интегральное регулирование мощности реактора одновременно, что повышает качество регулирования, а также обеспечивает автоматизацию управления распределением энергонапряженности или энерговыделения по активной зоне, совмещая его с процессом автоматического регулирования мощности, что улучшает качество распределения энергонапряженности или энерговыделения по активной зоне и качество регулирования ядерного реактора, повышает равномерность выгорания топлива, увеличивает ресурс активной зоны, повышает безопасность ядерного реактора. При этом исключаются специальные регулирующие органы вместе с приводами, что позволяет получить экономический эффект. The proposed method for controlling a nuclear reactor allows one controller to carry out local and integral regulation of reactor power at the same time, which improves the quality of regulation, as well as provides automation of the distribution of energy intensity or energy release in the core, combining it with the process of automatic power control, which improves the quality of distribution of voltage or energy release in the core and the quality of regulation of a nuclear reactor, raises the uniformity of fuel burnup, increases the core resource, increases the safety of a nuclear reactor. In this case, special regulatory bodies are excluded together with drives, which allows to obtain an economic effect.
Дополнительный положительный эффект при использовании предлагаемого способа заключается в следующем. Вместо регулирующих органов можно установить компенсирующие органы, что улучшит равномерность компенсации, или органы аварийной защиты, что повысит эффективность аварийной защиты, или дополнительное топливо, что увеличит мощность ядерного реактора. Одновременно появляется возможность унифицировать все привода рабочих органов. Все вместе позволяет упростить систему управления, повысить ее надежность. An additional positive effect when using the proposed method is as follows. Instead of regulatory bodies, compensating bodies can be installed, which will improve the uniformity of compensation, or emergency protection bodies, which will increase the effectiveness of emergency protection, or additional fuel, which will increase the power of a nuclear reactor. At the same time, it becomes possible to unify all drives of working bodies. All together, it allows to simplify the control system and increase its reliability.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000119037/06A RU2190267C2 (en) | 2000-07-19 | 2000-07-19 | Nuclear reactor control process |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000119037/06A RU2190267C2 (en) | 2000-07-19 | 2000-07-19 | Nuclear reactor control process |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2000119037A RU2000119037A (en) | 2002-06-10 |
| RU2190267C2 true RU2190267C2 (en) | 2002-09-27 |
Family
ID=20238017
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2000119037/06A RU2190267C2 (en) | 2000-07-19 | 2000-07-19 | Nuclear reactor control process |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2190267C2 (en) |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7750642B2 (en) | 2006-09-29 | 2010-07-06 | Rosemount Inc. | Magnetic flowmeter with verification |
| US7940189B2 (en) | 2005-09-29 | 2011-05-10 | Rosemount Inc. | Leak detector for process valve |
| US7953501B2 (en) | 2006-09-25 | 2011-05-31 | Fisher-Rosemount Systems, Inc. | Industrial process control loop monitor |
| US8112565B2 (en) | 2005-06-08 | 2012-02-07 | Fisher-Rosemount Systems, Inc. | Multi-protocol field device interface with automatic bus detection |
| US8290721B2 (en) | 1996-03-28 | 2012-10-16 | Rosemount Inc. | Flow measurement diagnostics |
| RU2482558C1 (en) * | 2012-04-17 | 2013-05-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of controlling nuclear reactor |
| US8898036B2 (en) | 2007-08-06 | 2014-11-25 | Rosemount Inc. | Process variable transmitter with acceleration sensor |
| US9052240B2 (en) | 2012-06-29 | 2015-06-09 | Rosemount Inc. | Industrial process temperature transmitter with sensor stress diagnostics |
| US9207670B2 (en) | 2011-03-21 | 2015-12-08 | Rosemount Inc. | Degrading sensor detection implemented within a transmitter |
| US9602122B2 (en) | 2012-09-28 | 2017-03-21 | Rosemount Inc. | Process variable measurement noise diagnostic |
-
2000
- 2000-07-19 RU RU2000119037/06A patent/RU2190267C2/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| КОРОЛЕВ В.В. Система управления и защиты АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1986, с.16-22. * |
| ФИЛИПЧУК Е.В. и др. Управление нейтронным полем ядерного реактора. - М.: Энергоатомиздат, 1981, с.126. * |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8290721B2 (en) | 1996-03-28 | 2012-10-16 | Rosemount Inc. | Flow measurement diagnostics |
| US8112565B2 (en) | 2005-06-08 | 2012-02-07 | Fisher-Rosemount Systems, Inc. | Multi-protocol field device interface with automatic bus detection |
| US7940189B2 (en) | 2005-09-29 | 2011-05-10 | Rosemount Inc. | Leak detector for process valve |
| US7953501B2 (en) | 2006-09-25 | 2011-05-31 | Fisher-Rosemount Systems, Inc. | Industrial process control loop monitor |
| US7750642B2 (en) | 2006-09-29 | 2010-07-06 | Rosemount Inc. | Magnetic flowmeter with verification |
| US8898036B2 (en) | 2007-08-06 | 2014-11-25 | Rosemount Inc. | Process variable transmitter with acceleration sensor |
| US9207670B2 (en) | 2011-03-21 | 2015-12-08 | Rosemount Inc. | Degrading sensor detection implemented within a transmitter |
| RU2482558C1 (en) * | 2012-04-17 | 2013-05-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of controlling nuclear reactor |
| US9052240B2 (en) | 2012-06-29 | 2015-06-09 | Rosemount Inc. | Industrial process temperature transmitter with sensor stress diagnostics |
| US9602122B2 (en) | 2012-09-28 | 2017-03-21 | Rosemount Inc. | Process variable measurement noise diagnostic |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2190267C2 (en) | Nuclear reactor control process | |
| US4080251A (en) | Apparatus and method for controlling a nuclear reactor | |
| US4774050A (en) | Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples | |
| US5490184A (en) | Method and a system for accurately calculating PWR power from excore detector currents corrected for changes in 3-D power distribution and coolant density | |
| US4330367A (en) | System and process for the control of a nuclear power system | |
| US4318778A (en) | Method and apparatus for controlling a nuclear reactor | |
| Sipush et al. | Load-follow demonstrations employing constant axial offset power-distribution control procedures | |
| KR101806041B1 (en) | Control method and system for schedule-based voltage optimization on power distribution line | |
| Mohr et al. | Loss-of-primary-flow-without-scram tests: Pretest predictions and preliminary results | |
| US4399095A (en) | Protection and control system for a nuclear reactor | |
| US5039473A (en) | Method of determining and evaluating the power return capacity of a pressurized water nuclear reactor | |
| EP0097488B1 (en) | Method for controlling a nuclear fueled electric power generating unit and interfacing the same with a load dispatching system | |
| JP2001086649A (en) | Load frequency controlling method in power system | |
| CN109817360A (en) | Predict the prediction technique of nuclear heat power deviation and RPN system Gk parameter tendency | |
| JPH0527075A (en) | Method of protecting nuclear reactor and nuclear reactor controller | |
| KR0148481B1 (en) | Method of determining and evaluating the emergency shutdown margin for a pressurized water nuclear reactor | |
| RU2470392C1 (en) | Method of controlling nuclear reactor | |
| Gandini et al. | Balance of power in ADS operation and safety | |
| US5631937A (en) | Method and apparatus for protecting a PWR from departure from nucleate boiling and hot leg boiling | |
| JPS605917B2 (en) | Pressurized water reactor power control device | |
| US5379328A (en) | Nuclear core trip setpoints | |
| CN109192343B (en) | Method and device for reducing measurement deviation of pressurized water reactor external nuclear measurement system | |
| RU2102797C1 (en) | Method for control of power emission of nuclear reactor | |
| Semerak et al. | Software and Technical Complex of Control Basic Parameters of Reactor Installation | |
| JP2003259555A (en) | Device and program for voltage and reactive power monitoring control |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20020720 |