RU2482558C1 - Method of controlling nuclear reactor - Google Patents
Method of controlling nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2482558C1 RU2482558C1 RU2012114979/07A RU2012114979A RU2482558C1 RU 2482558 C1 RU2482558 C1 RU 2482558C1 RU 2012114979/07 A RU2012114979/07 A RU 2012114979/07A RU 2012114979 A RU2012114979 A RU 2012114979A RU 2482558 C1 RU2482558 C1 RU 2482558C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- subcriticality
- power
- setting
- signal
- deviation
- 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, включая снижение ее до уставки снижения мощности, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, при этом, в зависимости от режима работы ядерного реактора, изменяют регулируемый параметр (Плютинский В.И., Погорелов В.И. Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС.- М.: Энергоатомиздат, 1983. § 6,3, стр.101-106, рис.6.13 [1]. Г.П.Юркевич. Системы управления ядерными реакторами. Принципы работы и создания. Под ред. акад. Н.С.Хлопкина. - М.: ЭЛЕКС-КМ, 2009. § 6.2.2 [2]).Known methods for controlling a nuclear reactor, which include automatic power control, including reducing it to the power reduction setting, by the signal of the deviation of the adjustable parameter from the set value, while, depending on the operating mode of the nuclear reactor, the adjustable parameter is changed (V.Plutinsky, Pogorelov VI Automatic control and protection of thermal power plants of nuclear power plants.- M .: Energoatomizdat, 1983. § 6.3, p. 101-106, fig. 6.13 [1]. G. Yurkevich. Control systems for nuclear reactors. Principles of work and creation Edited by Academician N.S. Khlopkin. - M.: ELEKS-KM, 2009. § 6.2.2 [2]).
Недостаток способов [1] и [2] состоит в том, что они не позволяют осуществлять быстрое и глубокое регулируемое снижение мощности до низкого уровня, например, ниже естественных тепловых потерь реактора, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, используемого в применяемых способах. Причиной недостатка служит увеличение относительного вклада запаздывающих нейтронов в плотность потока нейтронов и, соответственно, в сигнал нейтронного детектора в процессе снижения мощности. Это приводит к уменьшению скорости изменения мощности по мере ее снижения, к вводу значительной отрицательной реактивности, к увеличению времени переходного процесса и величины перерегулирования по мощности. После достижения сигналом контролируемой мощности заданного значения мощности для вывода реактора в критическое положение необходимо длительное время, за которое происходит большое перерегулирование по мощности, снижение ее до уровня ниже регулируемого значения.The disadvantage of the methods [1] and [2] is that they do not allow a quick and deep controlled reduction in power to a low level, for example, below the natural heat loss of the reactor, by the signal of the deviation of the adjustable parameter from the set value used in the methods used. The reason for the disadvantage is an increase in the relative contribution of delayed neutrons to the neutron flux density and, accordingly, to the neutron detector signal in the process of power reduction. This leads to a decrease in the rate of change of power as it decreases, to the introduction of significant negative reactivity, to an increase in the time of the transition process and the magnitude of the overshoot in power. After the signal of controlled power reaches the set power value for the output of the reactor to a critical position, a long time is required, during which a large overshoot in power occurs, reducing it to a level below the controlled value.
Поскольку на уровнях мощности, которые ниже остаточных тепловыделений, регулирование реактора возможно только по сигналу нейтронных детекторов, а на энергетических уровнях мощности регулирование производится по разным параметрам, более близким аналогом служит способ управления ядерным реактором, заключающийся в автоматическом регулировании мощности, включая снижение ее до уставки снижения мощности, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, при этом, в зависимости от режима работы ядерного реактора, изменяют регулируемый параметр [1].Since at power levels that are lower than the residual heat, regulation of the reactor is possible only by the signal of neutron detectors, and at energy levels of power, regulation is performed according to different parameters, a closer analogue is the method of controlling a nuclear reactor, which consists in automatic control of power, including reducing it to the set point power reduction, according to the signal of the deviation of the adjustable parameter from the set value, while, depending on the operating mode of the nuclear reactor, dissolved adjustment parameter [1].
Задача предлагаемого изобретения заключается в исключении большого перерегулирования по мощности и времени перерегулирования, а также введения излишней отрицательной реактивности, приводящих к потере автоматического регулирования реактора по мощности при быстром и глубоком регулируемом снижении мощности до низкого уровня, например, не превышающего естественных тепловых потерь реактора.The objective of the invention is to eliminate large overshoot in power and overshoot time, as well as introducing excessive negative reactivity, leading to the loss of automatic reactor power control with fast and deep controlled reduction of power to a low level, for example, not exceeding the natural heat loss of the reactor.
Поставленная задача и получаемый технический результат реализуются предложенной совокупностью существенных признаков:The task and the resulting technical result are implemented by the proposed set of essential features:
Способ управления ядерным реактором автоматическим регулятором, заключающийся в регулировании мощности ядерного реактора по поступающим сигналам, в том числе снижении ее до уставки снижения мощности, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, при этом, в зависимости от режима работы ядерного реактора, изменяют регулируемый параметр, причем дополнительно вводят уставку подкритичности, уставку изменения уставки подкритичности и вычисляют реактивность, формируют сигнал отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и отклонения измеренной мощности от уставки снижения, при этом автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения регулируемого параметра от его заданного значения и включают на управление по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности, затем при уменьшении мощности до уставки изменения уставки подкритичности изменяют уставку подкритичности, а когда подкритичность ядерного реактора становится равной измененной уставке подкритичности, автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и включают на управление по отклонению измеренной мощности от уставки снижения мощности, при этомA way to control a nuclear reactor with an automatic regulator, which consists in regulating the power of a nuclear reactor by incoming signals, including reducing it to the setpoint for reducing power, by signaling the deviation of the adjustable parameter from the set value, while depending on the operating mode of the nuclear reactor, the adjustable parameter is changed and moreover, the subcriticality setting, the setting value for changing the subcriticality setting are introduced and the reactivity is calculated, a deviation signal of the calculated reactivity from the subcriticality settings and deviations of the measured power from the reduction settings, while the automatic controller is disconnected from the control by the signal of the deviation of the adjustable parameter from its predetermined value and turned on by the control by the deviation of the calculated reactivity from the subcriticality setting, then when the power decreases to the setting value, the subcriticality setting changes subcriticality, and when the subcriticality of a nuclear reactor becomes equal to the changed subcriticality setting, an automatic regulator disconnect from the control by the signal of the deviation of the calculated reactivity from the subcriticality set point and turn on the control by the deviation of the measured power from the setpoint for power reduction, while
- вводят дополнительную уставку мощности реактора, значение которой выше уставки снижения мощности и которая используется в качестве уставки изменения уставки подкритичности, и формирование сигнала отклонения измеренной мощности от дополнительной уставки мощности реактора, по которому изменяют уставку подкритичности;- introduce an additional reactor power setting, the value of which is higher than the power reduction setting and which is used as the setting for changing the subcriticality setting, and generating a signal for deviation of the measured power from the additional reactor power setting, according to which the subcriticality setting is changed;
- по сигналу изменения уставки подкритичности ее изменяют до нуля.- by a signal of changing the subcriticality setting, it is changed to zero.
Пример реализации предлагаемого способа автоматического регулирования мощности показан на фигуре с пояснениями в описании, где использованы следующие обозначения:An example implementation of the proposed method for automatic power control is shown in the figure with explanations in the description, where the following notation is used:
ΔРЭМ - сигнал отклонения регулируемого параметра от заданного значения, регулирования мощности реактора;ΔREM - signal of deviation of the adjustable parameter from the set value, regulation of reactor power;
ПРУ - переключатель режима управления ядерного реактора (ЯР);PRU - control switch of a nuclear reactor (NR);
ЭПРО - электропривод регулирующего органа;EPRO - electric drive of the regulatory body;
ФСАР - формирователь сигнала автоматического управления ΔАР электроприводом регулирующего органа;FSAR - shaper of automatic control signal ΔAP by the electric drive of the regulatory body;
ρв - сигнал вычисленной реактивности;ρ in - signal calculated reactivity;
ВР - вычислитель реактивности ρв, в единицах которой определяется подкритичность ядерного реактора;BP - reactivity calculator ρ in , in units of which the subcriticality of a nuclear reactor is determined;
ρу - уставка подкритичности;ρ y - subcriticality setting;
Δρ- сигнал отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности, сигнал управления автоматическим регулятором (Δρ=ρу-ρв);Δρ - signal deviation of the calculated reactivity from the subcriticality setting, control signal of the automatic controller (Δρ = ρ у -ρ в );
Nи - измеренная мощность;N and - measured power;
NУСМ - уставка снижения мощности;N USM - setpoint power reduction;
NУИП - уставка мощности изменения заданной подкритичности;N UIP - the power setting changes the specified subcriticality;
ΔN0 - сигнал отклонения измеренной мощности от уставки мощности изменения заданной реактивности (ΔN0=NУИП-NИ);ΔN 0 - signal deviation of the measured power from the setpoint power changes a given reactivity (ΔN 0 = N UIP -N AND );
ΔNAP - сигнал отклонения измеренной мощности от уставки снижения мощности, сигнал управления автоматическим регулятором (ΔNAP=NУСМ-NИ);ΔN AP - signal deviation of the measured power from the setpoint power reduction, the control signal of the automatic controller (ΔN AP = N USM -N AND );
РОСМ - переключатель с управления автоматическим регулятором по сигналу Δρ на управление по сигналу ΔNАP;R OSM - a switch with control by an automatic regulator by a signal Δρ to control by a signal ΔN AP ;
ΔN0=0 и Δρ=0 - сигналы управления формирователем ФСП;ΔN 0 = 0 and Δρ = 0 are the control signals of the FSF shaper;
ФСП - формирователь сигнала включения переключателя РОСМ, когда в ФСП присутствуют одновременно сигналы Δρ=0 и ΔN0=0.FSP - shaper of the switching signal of the OSM switch P, when the signals Δρ = 0 and ΔN 0 = 0 are simultaneously present in the FSP.
Автоматический регулятор состоит из ФСАР и ЭПРО.The automatic regulator consists of FSAR and EPRO.
Работает схема следующим образом. Когда оператор или по автоматическая программа выдает сигнал на снижение мощности до заданного уровня снижения мощности уставкой NУСМ, переключатель режима управления ПРУ отключает автоматический регулятор от управления по сигналу ΔРЭМ на управление по сигналу Δρ. Автоматический регулятор будет вводить отрицательную реактивность до того момента, когда сигнал вычисленной отрицательной реактивности станет равен уставке подкритичности ρУ. При этом сигнал автоматического управления Δρ станет равным нулю, автоматический регулятор выключится. Мощность реактора будет снижаться в соответствии с подкритичностью, установленной автоматическим регулятором. Когда сигнал измеренной мощности NИ станет равным уставке мощности изменения заданной подкритичности NУИП, сигнал ΔN0=NУИП-NИ=0 поступит в устройство ФСП, где запомнится, и в задатчик подкритичности ρу, где изменит уставку подкритичности ρУ. Поскольку уставка NУИП выше уставки снижения мощности NУСМ, то сигнал изменения уставки подкритичности ρу придет раньше, чем мощность снизится до уставки снижения мощности NУСМ. Измененная уставка подкритичности меньше прежней уставки подкритичности. В общем случае измененная уставка подкритичности ρу устанавливается равной нулю. Автоматический регулятор будет уменьшать подкритичность реактора, снижение мощности будет замедляться. Когда сигнал вычисленной реактивности станет равным нулю, то есть равным новой уставке подкритичности, то он поступит в устройство ФСП, где ранее был запомнен сигнал ΔN0=NУИП-NИ=0. Устройство ФСП выдаст сигнал на переключатель РОСМ, который переключит автоматическое регулирование с управления автоматического регулятора по сигналу Δρ на управление по сигналу ΔNAP=NУСМ-NИ. Поскольку в этот момент реактор находится в критическом состоянии, то качество переходного процесса будет определяться разностью между сигналом измеренной мощности и уставкой NУСМ; а она, в свою очередь, величиной NУИП. Значение NУИП зависит от значений уставки снижения мощности NУСМ и уставки подкритичности ρу, а также от времени вывода из подкритического в критическое состояние реактора, которое зависит от скорости введения реактивности органами регулирования. Значения NУИП определяется или уточняется при математическом моделировании процесса.The scheme works as follows. When the operator or the automatic program issues a signal to reduce the power to a predetermined power reduction level with the setpoint N of the USM , the control switch of the control gear disconnects the automatic regulator from control by the signal ΔРЭМ to control by the signal Δρ. The automatic controller will introduce negative reactivity until the moment when the signal of the calculated negative reactivity becomes equal to the subcriticality setting ρ U. In this case, the automatic control signal Δρ becomes equal to zero, the automatic controller turns off. The reactor power will decrease in accordance with the subcriticality established by the automatic controller. When the measured signal power and N becomes equal to a predetermined change in the setpoint power subcriticality N PLD signal ΔN = 0 N -N UTI = 0 and go on FSP apparatus wherein remembered and dial subcriticality ρ y, where setpoint change subcriticality ρ U. Since the setpoint N of the UIP is higher than the setpoint for reducing the power of N USM , the signal for changing the subcriticality setpoint ρу will come before the power decreases to the setpoint for reducing power N USM . The changed subcriticality setting is less than the previous subcriticality setting. In the general case, the changed subcriticality setting ρ у is set equal to zero. An automatic regulator will reduce the subcriticality of the reactor, and a decrease in power will slow down. When the signal of the calculated reactivity becomes zero, that is, equal to the new subcriticality setting, it will go to the FSP device, where the signal ΔN 0 = N UIP -N AND = 0 was previously stored. The FSP device will issue a signal to the OSM switch P, which will switch the automatic control from the control of the automatic controller by the signal Δρ to the control by the signal ΔN AP = N USM -N AND . Since at this moment the reactor is in critical condition, the quality of the transient process will be determined by the difference between the signal of the measured power and the setpoint N USM ; and she, in turn, is the value of N UIP . The value of N UIP depends on the values of the setpoint for power reduction N USM and the subcriticality setting ρ у , as well as the time of the output from the subcritical to critical state of the reactor, which depends on the rate of introduction of reactivity by the regulatory authorities. The values of N UIP are determined or refined by mathematical modeling of the process.
Внедрение предлагаемого способа позволяет получить следующий технический результат. Предлагаемый способ регулируемого снижения мощности применим, практически, до любого контролируемого уровня мощности, при котором осуществляется вычисление реактивности с точностью и быстродействием, обеспечивающими надежный и безопасный процесс автоматического регулирования. Существующие способы автоматического снижения мощности ядерного реактора выполнить это не могут.The implementation of the proposed method allows to obtain the following technical result. The proposed method of controlled power reduction is applicable, practically, to any controlled power level at which reactivity is calculated with accuracy and speed, providing a reliable and safe process of automatic control. Existing methods for automatically reducing the power of a nuclear reactor cannot do this.
Предложенный способ управления ядерным реактором исключает большое перерегулирование по мощности и введение большой отрицательной реактивности, приводящие к потере автоматического регулирования реактора по плотности нейтронного потока при быстром и глубоком регулируемом снижении мощности до низкого уровня, например, не превышающего естественных тепловых потерь реактора.The proposed method for controlling a nuclear reactor eliminates large overshoot in power and the introduction of large negative reactivity, leading to the loss of automatic control of the reactor by neutron flux density with a fast and deep controlled reduction in power to a low level, for example, not exceeding the natural heat loss of the reactor.
Этот способ близок и не хуже остановки реактора по сигналу аварийной защиты (АЗ), поскольку при возникновении аварийной ситуации обеспечивает контролируемый перевод реактора в контролируемое и регулируемое подкритическое состояние. Одновременно, если сигнал АЗ был ложным или аварийное состояние быстро устраняется, то уменьшается время вывода реактора или реакторной установки на энергетический уровень мощности. Это позволяет сократить время отсутствия выработки энергии энергоустановкой, что сокращает экономические потери.This method is close and no worse than shutting down the reactor by an emergency protection (AZ) signal, since in the event of an emergency it provides a controlled transfer of the reactor to a controlled and regulated subcritical state. At the same time, if the AZ signal was false or the emergency state was quickly eliminated, the time required to bring the reactor or reactor unit to the power level of power is reduced. This allows you to reduce the time of lack of energy production by the power plant, which reduces economic losses.
Дополнительный технический результат заключается в следующем. Внедрение такого способа позволяет большинство остановок реактора по сигналам АЗ перевести в режим предварительной защиты или быстрого регулируемого снижения мощности, что при сохранении уровня безопасности снизит вероятность экономических потерь, особенно в случае ложных срабатываний АЗ. Для транспортных ядерных энергетических установок это позволяет увеличить живучесть транспорта в экстремальных условиях, например морского транспорта во время шторма, и ложного срабатывания АЗ.An additional technical result is as follows. The introduction of this method allows most reactor shutdowns by AZ signals to be transferred to the preliminary protection mode or to quickly controlled reduction of power, which, while maintaining the safety level, will reduce the likelihood of economic losses, especially in the case of false AZ operations. For transport nuclear power plants, this allows to increase the survivability of transport in extreme conditions, for example, sea transport during a storm, and the false response of AZ.
Отметим, что на уровнях мощности, соизмеримых с уровнем естественных теплопотерь реактора и реакторной установки, достоверность вычисления реактивности достаточна, чтобы надежно и уверенно обеспечивать контролируемую безопасность.It should be noted that at power levels commensurate with the level of natural heat losses of the reactor and the reactor installation, the reliability of the calculation of reactivity is sufficient to reliably and confidently provide controlled safety.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012114979/07A RU2482558C1 (en) | 2012-04-17 | 2012-04-17 | Method of controlling nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012114979/07A RU2482558C1 (en) | 2012-04-17 | 2012-04-17 | Method of controlling nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2482558C1 true RU2482558C1 (en) | 2013-05-20 |
Family
ID=48789994
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012114979/07A RU2482558C1 (en) | 2012-04-17 | 2012-04-17 | Method of controlling nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2482558C1 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0102068A2 (en) * | 1982-08-27 | 1984-03-07 | Hitachi, Ltd. | Method of and apparatus for controlling output power of nuclear reactor |
| RU2071129C1 (en) * | 1988-03-01 | 1996-12-27 | Соколов Эдуард Анатольевич | Method for controlling reactor power-channel starting |
| RU2190267C2 (en) * | 2000-07-19 | 2002-09-27 | Юркевич Геннадий Петрович | Nuclear reactor control process |
| US6674826B1 (en) * | 2002-09-23 | 2004-01-06 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of operating a nuclear power plant at multiple power levels |
-
2012
- 2012-04-17 RU RU2012114979/07A patent/RU2482558C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0102068A2 (en) * | 1982-08-27 | 1984-03-07 | Hitachi, Ltd. | Method of and apparatus for controlling output power of nuclear reactor |
| RU2071129C1 (en) * | 1988-03-01 | 1996-12-27 | Соколов Эдуард Анатольевич | Method for controlling reactor power-channel starting |
| RU2190267C2 (en) * | 2000-07-19 | 2002-09-27 | Юркевич Геннадий Петрович | Nuclear reactor control process |
| US6674826B1 (en) * | 2002-09-23 | 2004-01-06 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of operating a nuclear power plant at multiple power levels |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| КОРОЛЕВ В.В. Системы управления и защиты АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1986, с.67-72, 74-78. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN111668857B (en) | Method and system for primary frequency modulation of hydropower station generator monitoring system | |
| CN106368898B (en) | A kind of Large-scale Wind Turbines adjustment control method and device | |
| CN103791485B (en) | Optimal control method of water supply system of thermal power generating unit | |
| CN103713613B (en) | Method for achieving optimizing control of load of thermal power generating unit in PROPR mode | |
| CN104682393A (en) | Method for controlling automatic generating and automatic pumping of pumped-storage power station units | |
| CN104595885A (en) | Control method of minimum-flow recirculation valve of water supply pump of power station boiler | |
| CN108597632B (en) | Grid-connected load regulation control method and system for nuclear power unit | |
| CN110854935A (en) | Photovoltaic power station active power automatic control method with sample plate inverter | |
| CN111217203A (en) | Tension control method and system of tensioner | |
| RU2482558C1 (en) | Method of controlling nuclear reactor | |
| CN109147967B (en) | Boron concentration control device and method for nuclear power station | |
| CN104269871B (en) | Improve the method for the correct action qualification rate of thermal power generation unit primary frequency modulation | |
| CN110033874B (en) | Nuclear instrument system RPN3 phi threshold automatic adjustment method based on FirmSys platform | |
| CN111953247A (en) | Method and device for fine adjustment and control of power of hydroelectric generating set | |
| CN101899539B (en) | Method for controlling overflow of blast furnace through by-pass valve of blast furnace gas energy recovery device | |
| Guo et al. | Research of pressurizer water level control system based on fuzzy-PID control | |
| CN108062117A (en) | A kind of more oxygen-eliminating device paired running water-level control apparatus | |
| CN110635523B (en) | Reactive voltage coordination pre-control method and device considering new energy active plan influence | |
| CN103021489A (en) | Controlling device and method of letdown flow temperature of chemical and volume control system in nuclear power station | |
| CN109779568B (en) | Closed-loop control method and system for automatically controlling pressure to implement well killing | |
| JP2022129744A (en) | Output controller for nuclear power plant and method for controlling output | |
| CN202003241U (en) | Liquid level critical control device of liquid storage tank | |
| GB2538567A (en) | Method and system for controlling output of nuclear power plants | |
| RU2589038C1 (en) | Nuclear reactor parameter control method | |
| RU2470391C1 (en) | Method of controlling nuclear power plant with pressurised water reactor with variation of reactor power or external load |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180418 |