RU2669389C1 - Control method of autonomous double circuit nuclear power plant - Google Patents
Control method of autonomous double circuit nuclear power plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2669389C1 RU2669389C1 RU2017142816A RU2017142816A RU2669389C1 RU 2669389 C1 RU2669389 C1 RU 2669389C1 RU 2017142816 A RU2017142816 A RU 2017142816A RU 2017142816 A RU2017142816 A RU 2017142816A RU 2669389 C1 RU2669389 C1 RU 2669389C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- power
- turbine
- nuclear power
- load
- generator
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 14
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 30
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 abstract description 8
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 abstract description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 6
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 4
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 4
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 4
- 241000196324 Embryophyta Species 0.000 description 3
- 238000005530 etching Methods 0.000 description 3
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 2
- 238000012937 correction Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 2
- 241001663504 Chenia Species 0.000 description 1
- 238000009530 blood pressure measurement Methods 0.000 description 1
- 239000003990 capacitor Substances 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 235000015097 nutrients Nutrition 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Control Of Turbines (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления автономными ядерными энергетическими установками с реакторами водо-водяного типа, имеющими в своем составе турбогенераторную установку, включая стационарные и транспортные установки, при изменениях внешней электрической нагрузки.The invention relates to nuclear energy and can be used to control autonomous nuclear power plants with pressurized water reactors, incorporating a turbogenerator, including stationary and transport installations, with changes in external electrical load.
Выбор принципов регулирования является важным этапом в разработке системы управления ядерной энергетической установкой (энергоблоком), так как даже при работе установки в базовом режиме, т.е. практически при постоянной мощности, возникают проблемы при отработке внутренних и внешних возмущений системой управления, состоящей из отдельных локальных регуляторов.The choice of regulatory principles is an important step in the development of a control system for a nuclear power plant (power unit), since even when the plant operates in the basic mode, i.e. almost at constant power, problems arise when working out internal and external disturbances by a control system consisting of separate local controllers.
Известен способ автоматического управления энергоблоком атомной электростанции, заключающийся в отслеживании изменений внешней нагрузки системой регулирования турбины, установке требуемой мощности турбины при помощи регулирующего клапана, изменяющего расход пара на турбину, и регулировании давления пара изменением положения клапана питательной воды парогенератора по сигналу отклонения давления пара от заданного значения и управлением скоростью насоса питательной воды по отклонению сигнала расхода питательной воды от своего заданного значения с последующим изменением мощности реактора путем перемещения органов регулирования (см., например, патент RU №2565605, от 03.07.2014 МПК G21C 7/36, патент RU №2565772, от 06.08.2014, МПК G21C 7/36).A known method for automatically controlling a power unit of a nuclear power plant is to monitor the changes in the external load of the turbine control system, set the required turbine power using a control valve that changes the flow rate of the steam to the turbine, and control the steam pressure by changing the position of the feed water valve of the steam generator according to the signal of the deviation of the steam pressure from the set values and control of the feed water pump speed by the deviation of the feed water flow signal from its backside constant value, followed by a change of the reactor power by moving regulators (see., e.g., Patent RU №2565605, from 03.07.2014 IPC G21C 7/36, patent RU №2565772, on 08.06.2014, IPC G21C 7/36).
Недостатки данного способа заключаются в следующем:The disadvantages of this method are as follows:
- для поддержания частоты вращения турбины в заданных пределах при изменениях внешней электрической нагрузки требуется высокое быстродействие регулирующего клапана;- to maintain the turbine speed within the specified limits when the external electrical load changes, a high speed control valve is required;
- имеется значительное запаздывание в контуре регулирования давления пара, равное, как минимум, времени испарения питательной воды в парогенераторе;- there is a significant delay in the steam pressure control loop, equal to at least the time of evaporation of the feed water in the steam generator;
- при практически любых изменениях нагрузки необходимо маневрирование мощностью реактора.- with almost any load changes, maneuvering the reactor power is necessary.
Известен способ управления ядерной энергетической установкой (энергоблоком атомной электростанции), заключающийся в отслеживании изменений внешней нагрузки системой регулирования турбины при помощи регулирующего клапана, изменяющего расход пара на турбину по сигналу на поддержание частоты вращения турбины, и регулировании давления пара изменением положения клапана питательной воды парогенератора по сигналу отклонения давления пара от заданного значения, а также с использованием схемы коррекции заданной мощности реактора по сигналам отклонения давления пара от заданного значения и отклонения частоты вращения турбины от заданного значения (см., например, Юркевич Г.П. "Системы управления ядерными реакторами. Принципы работы и создания", М, 2009, стр. 331, рис. 5.12) (см. Приложение 1).A known method of controlling a nuclear power plant (power unit of a nuclear power plant), which consists in monitoring changes in the external load of the turbine control system using a control valve that changes the flow of steam to the turbine by a signal to maintain the speed of the turbine, and adjusting the steam pressure by changing the position of the valve of the feed water of the steam generator the signal deviation of the vapor pressure from the set value, as well as using the correction circuit of the set reactor power by the signal lam deviations of steam pressure from the set value and deviations of the turbine speed from the set value (see, for example, GP Yurkevich "Control systems for nuclear reactors. Principles of operation and creation", M, 2009, p. 331, Fig. 5.12) (see Appendix 1).
Недостатки данного способа заключаются в следующем:The disadvantages of this method are as follows:
- для поддержания частоты вращения турбины в заданных пределах при изменениях внешней электрической нагрузки требуется высокое быстродействие регулирующего клапана;- to maintain the turbine speed within the specified limits when the external electrical load changes, a high speed control valve is required;
- имеется значительное запаздывание в контуре регулирования давления пара, равное, как минимум времени испарения питательной воды в парогенераторе;- there is a significant delay in the steam pressure control loop, equal to at least the time of evaporation of the feed water in the steam generator;
- при практически любых изменениях нагрузки необходимо маневрирование мощностью реактора.- with almost any load changes, maneuvering the reactor power is necessary.
Кроме того, использование при управлении схемы коррекции заданной мощности реактора, направленное на увеличение маневренности энергоблока, одновременно ведет к повышению нагруженности оборудования установки вследствие более интенсивного маневрирования мощностью реактора.In addition, the use of the correction of the set reactor power when controlling the control circuit, aimed at increasing the maneuverability of the power unit, simultaneously leads to an increase in the load of the plant equipment due to more intensive maneuvering of the reactor power.
Техническая задача, на решение которой направлено заявляемое изобретение, заключается в согласовании электрических процессов во внешней нагрузке с механическими и тепловыми процессами в турбогенераторной и реакторной частях установки за счет изменения мощности балластной электрической нагрузки.The technical problem to be solved by the claimed invention is directed is to coordinate the electrical processes in the external load with the mechanical and thermal processes in the turbogenerator and reactor parts of the installation by changing the power of the ballast electric load.
Решение технической задачи позволяет получить технический результат, заключающийся в улучшении условий эксплуатации ядерной энергетической установки, в повышении ее надежности и увеличении ресурса, при сохранении маневренности со стороны потребителей электрической энергии.The solution of the technical problem allows to obtain a technical result, which consists in improving the operating conditions of a nuclear power plant, in increasing its reliability and increasing its resource, while maintaining maneuverability on the part of consumers of electric energy.
Задача решается тем, что в способе управления автономной двухконтурной ядерной энергетической установкой при изменениях внешней электрической нагрузки, включающем отслеживание указанных изменений системами регулирования реакторной части установки и ее турбогенераторной части, состоящей из турбины и генератора, с использованием сигнала поддержания частоты вращения турбины и сигнала поддержания давления пара перед регулирующим клапаном, изменяющим расход пара на турбину, путем изменения расхода питательной воды при помощи питательного клапана, входящего в систему регулирования расхода питательной воды, и последующего соответствующего изменения мощности реактора, дополнительно введена балластная электрическая нагрузка генератора, с помощью изменения мощности которой поддерживают частоту вращения турбины, причем сигнал на изменение заданного значения расхода питательной воды и заданной мощности реактора формируют по величине суммарной мощности генератора, с учетом необходимой мощности балластной электрической нагрузки, а с помощью регулирующего клапана подачи пара на турбину поддерживают давление перед ним.The problem is solved in that in the method of controlling an autonomous dual-circuit nuclear power plant with changes in the external electrical load, including tracking these changes by control systems of the reactor part of the installation and its turbogenerator part, consisting of a turbine and generator, using a signal to maintain the speed of the turbine and a pressure maintenance signal steam in front of the control valve that changes the flow of steam to the turbine by changing the flow of feed water using a feeder of the valve included in the feed water flow control system, and the subsequent corresponding change in the reactor power, an additional ballast electric load of the generator is introduced, by changing the power of which the turbine speed is maintained, and a signal to change the set value of the feed water flow and the set reactor power is generated by value of the total power of the generator, taking into account the necessary power of the ballast electric load, and using the control valve under Achi steam to the turbine maintain pressure in front of it.
Предложенный способ управления ядерной энергетической установкой позволяет уменьшить запаздывание управляющих воздействий, направленных на поддержание частоты вращения турбогенератора. Это связано с тем, что частоту вращения турбогенератора поддерживают за счет регулирования мощности его электрической нагрузки с учетом саморегулирующих свойств асинхронного генератора, работающего в устойчивой области механической характеристики. При этом регулирование мощности электрической нагрузки осуществляется путем оперативного изменения мощности балластной электрической нагрузки, а не за счет быстродействия регулирующего клапана. Это приводит к уменьшению требований к быстродействию клапана и уменьшению механической нагрузки в самом клапане, что соответственно увеличивает ресурс его работы.The proposed method of controlling a nuclear power plant can reduce the delay of control actions aimed at maintaining the speed of the turbogenerator. This is due to the fact that the rotational speed of the turbogenerator is maintained by adjusting the power of its electric load, taking into account the self-regulating properties of an asynchronous generator operating in a stable region of mechanical characteristic. In this case, the regulation of the electric load power is carried out by quickly changing the power of the ballast electric load, and not due to the speed of the control valve. This leads to a decrease in the requirements for the speed of the valve and a decrease in the mechanical load in the valve itself, which accordingly increases its service life.
Поддержание давления пара перед регулирующим клапаном осуществляется самим этим клапаном - при увеличении давления пара перед клапаном последний открывается, уменьшая тем самым свое гидравлическое сопротивление и снижая давление перед собой, и наоборот. При этом, поскольку регулирование происходит за счет непосредственного изменения расхода пара, а не за счет изменения расхода питательной воды, это позволяет уменьшить запаздывание управляющих воздействий, направленных на поддержание давления, на время, необходимое для испарения питательной воды в парогенераторе.The vapor pressure in front of the control valve is maintained by this valve itself - when the steam pressure increases, the latter opens before the valve, thereby reducing its hydraulic resistance and lowering the pressure in front of it, and vice versa. At the same time, since regulation occurs due to a direct change in the flow rate of steam, and not due to a change in the flow rate of feed water, this reduces the delay of control actions aimed at maintaining the pressure by the time required for evaporation of feed water in the steam generator.
Суть предложенного способа поясняется схемами, приведенными на фиг. 1 и фиг. 2. На фиг. 1 приведена общая схема управления ядерной энергетической установкой, на фиг. 2 - схема, иллюстрирующая распределение электрической мощности генератора между потребителями (электрическими нагрузками), включая управление балластной электрической нагрузкой.The essence of the proposed method is illustrated by the schemes shown in FIG. 1 and FIG. 2. In FIG. 1 shows a general control scheme for a nuclear power plant; FIG. 2 is a diagram illustrating the distribution of electrical power of a generator between consumers (electrical loads), including ballast electrical load control.
Кроме того, на схемах использованы следующие обозначения:In addition, the following notation is used in the diagrams:
Рп - давление пара,RP is the vapor pressure,
Рзад - заданное значение по давлению пара,Rzad - the set value for the vapor pressure,
ΔРп - отклонение давления пара от заданного значения,ΔРп - deviation of the vapor pressure from the set value,
Gпв - расход питательной воды,Gpv - feed water consumption,
Gпв зад - заданное значение по расходу питательной воды,Gpv ass - the set value for the flow of feed water,
ΔGпв - отклонение расхода питательной воды от заданного значения,ΔGпв - deviation of the feed water flow from the set value,
ωтг - частота вращения турбины,ωtg - turbine rotation frequency,
ωтг зад - заданное значение по частоте вращения турбины,ωtg back - set value for the frequency of rotation of the turbine,
Δωтг - отклонение частоты вращения турбины от заданного значения,Δωtg is the deviation of the turbine speed from a given value,
Uc - напряжение на конденсаторной батарее в звене постоянного тока выпрямителя-преобразователя частоты,Uc is the voltage across the capacitor bank in the DC link of the frequency converter rectifier,
Uh - напряжение на внешней нагрузке,Uh is the voltage at the external load,
Uch - напряжение на потребителях собственных нужд,Uch - voltage on consumers of their own needs,
Iн - ток внешней нагрузки,In - current of the external load,
Iбн - ток балластной нагрузки,Ibn - ballast load current,
Iсн - ток потребителей собственных нужд,Isn - current consumers of their own needs,
Nсумм - суммарная мощность электрической нагрузки,Nsum - the total power of the electrical load,
А - амперметр,A is an ammeter,
V - вольтметр,V is a voltmeter,
РМД - регулятор максимального давления.RMD - regulator of maximum pressure.
Пример реализации способа управления ядерной энергетической установкой рассмотрен для энергетической установки, где в качестве источника тепла использован ядерный реактор 1 и парогенератор 2, образующие реакторную часть установки или первый контур циркуляции.An example implementation of the control method of a nuclear power plant is considered for a power plant, where a
Турбогенераторная часть установки или второй контур циркуляции содержит турбину 3 с асинхронным генератором 4. Электрический ток, полученный в турбогенераторной части установки при преобразовании асинхронным генератором 4 тепловой мощности турбины 3 в электрическую мощность, подают на выпрямитель-преобразователь частоты 5. Также в составе второго контура присутствуют: регулирующий клапан 6 подачи пара на турбину, конденсатор 7, клапан травления 8, обеспечивающий, при необходимости, сброс пара непосредственно в конденсатор 7, питательный насос 9, обеспечивающий подачу питательной воды в парогенератор 2 через питательный клапан 10, регулирующий расход питательной воды.The turbogenerator part of the installation or the second circulation circuit contains a turbine 3 with an asynchronous generator 4. The electric current received in the turbogenerator part of the installation when the thermal power of the turbine 3 is converted into electric power by an asynchronous generator 4 is supplied to a
Электрическую мощность от асинхронного генератора 4 подают через выпрямитель-преобразователь частоты 5 на внешнюю электрическую нагрузку 11, балластную электрическую нагрузку 12, подключенную к звену постоянного тока выпрямителя-преобразователя частоты 5, и на потребители собственных нужд ядерной энергетической установки 13.Electric power from the asynchronous generator 4 is supplied through a rectifier-
Изменения давления пара Рп во втором контуре, изменения частоты вращения турбины ωтг, изменения расхода питательной воды Gпв и изменения мощности потребителей (электрических нагрузок) отслеживают с помощью соответствующих датчиков: датчика измерения давления пара (Рп) 14, датчика измерения частоты вращения турбины (ωтг) 15, датчика измерения расхода питательной воды (Gпв) 16, датчика измерения напряжения в звене постоянного тока выпрямителя-преобразователя частоты (Uc) 17, датчика измерения напряжения на внешней нагрузке (Uн) 18, датчика измерения напряжения на потребителях собственных нужд (Uch) 19, датчика измерения тока балластной нагрузки (Iбн) 20, датчика измерения тока внешней нагрузки (Iн) 21 и датчика измерения тока потребителей собственных нужд (Iсн) 22. В качестве регуляторов, обеспечивающих поддержание заданного давления пара Рзад перед регулирующим клапаном 6, заданного значения расхода питательной воды Gпв зад и заданного значения частоты вращения турбины ωтг зад используют традиционные пропорционально - интегрально - дифференциальные регуляторы 23.Changes in the steam pressure Рп in the second circuit, changes in the turbine rotation frequency ωtg, changes in the feed water flow rate Гпв and changes in the power of consumers (electric loads) are monitored using the corresponding sensors: steam pressure measurement sensor (Рп) 14, turbine rotation speed measurement sensor (ωtg) 15, a sensor for measuring the flow rate of feed water (Gpv) 16, a sensor for measuring voltage in the DC link of the rectifier-frequency converter (Uc) 17, a sensor for measuring voltage on an external load (Un) 18, a sensor for measuring I voltage on consumers of own needs (Uch) 19, the sensor for measuring the current of the ballast load (Ibn) 20, the sensor for measuring the current of the external load (In) 21 and the sensor for measuring the current of consumers of their own needs (Ibn) 22. As regulators to maintain a given pressure a pair of Rzad in front of the control valve 6, a predetermined value of the feed water flow rate Gpv ass and a preset value of the turbine speed ωtg ass use traditional proportionally-integral-
Управление ядерной энергетической установкой при изменениях внешней электрической нагрузки осуществляют следующим образом. При изменениях внешней электрической нагрузки 11 изменяется ток нагрузки Iн и, соответственно, электрическая мощность, вырабатываемая выпрямителем-преобразователем частоты 5. При наличии разбаланса между мощностью, передаваемой турбиной 3 асинхронному генератору 4, и мощностью, снимаемой с асинхронного генератора 4 выпрямителем-преобразоватем частоты 5, будет происходить отклонение частоты вращения турбины 3 от заданного значения. Сигнал об отклонении частоты вращения турбины Δωтг, поступает в регулятор 23 и из него на управление балластной нагрузкой 12. При отрицательном отклонении частоты вращения турбины 3 от заданного значения Δωтг (т.е. при частоте ωтг ниже заданной ωтг зад) мощность балластной нагрузки 12 уменьшается, при положительном - увеличивается. Вследствие изменения мощности балластной нагрузки 12 разбаланс мощностей уменьшается, и частота вращения турбины ωтг возвращается к заданному значению ωтг зад.Management of a nuclear power plant with changes in external electrical load is as follows. With changes in the external
Заданное значение расхода питательной воды Gпв зад, которое одновременно является и заданным значением мощности реактора 1, формируют по величине суммарной электрической мощности потребителей Nсумм, включая необходимую мощность балластной электрической нагрузки 12, с учетом КПД преобразования тепловой и механической энергии в электрическую. При этом изменение мощности реактора 1 производят путем изменения расхода питательной воды Gпв за счет изменения положения питательного клапана 10 или изменения скорости вращения питательного насоса 9. Изменение мощности реактора 1 производят со скоростью изменения расхода питательной воды 
Изменение расхода питательной воды Gпв с некоторым запаздыванием, определяемым временем, необходимым для испарения питательной воды в парогенераторе 2, приводит к изменению расхода пара, вырабатываемого парогенератором и к изменению давления пара Рп перед регулирующим клапаном 6. Вследствие отклонения давления пара ΔРп от заданного значения Рзад формируют сигнал на изменение положения регулирующего клапана 6 в сторону поддержания давления пара Рп, то есть при увеличении давления Рп производят открытие регулирующего клапана 6, при уменьшении - закрытие. Изменение положения регулирующего клапана 6 приводит к изменению расхода пара, подаваемого на турбину 3, и к изменению мощности турбины 3. Изменение мощности турбины 3 ведет к изменению электрической мощности, вырабатываемой асинхронным генератором 4. При этом новое значение электрической мощности с точностью до механических потерь устанавливается равным механической мощности турбины 3.A change in the feed water flow Gpw with a certain delay, determined by the time required for the evaporation of the feed water in the
Оперативное отслеживание изменений внешней электрической нагрузки за счет соответствующего изменения мощности балластной электрической нагрузки, с последующим неоперативным изменением мощности реакторной установки, позволяет осуществить эксплуатацию последней с минимальным количеством режимов маневрирования с изменением расхода питательной воды и при отсутствии травления пара в нормальных режимах.Operational monitoring of changes in the external electric load due to a corresponding change in the power of the ballast electric load, followed by an inoperative change in the power of the reactor installation, allows the latter to be operated with a minimum number of maneuvering modes with a change in the feed water flow and in the absence of steam etching in normal conditions.
Таким образом, способ управления автономной двухконтурной ядерной энергетической установкой при изменениях внешней электрической нагрузки, в котором поддержание частоты вращения турбины обеспечивают с помощью изменения мощности дополнительно введенной балластной электрической нагрузки генератора, позволяет улучшить условия эксплуатации ядерной энергетической установки, повысить ее надежность и увеличить ресурс, при сохранении маневренности со стороны потребителей электрической энергии.Thus, the method of controlling an autonomous dual-circuit nuclear power plant in case of changes in the external electric load, in which the rotation speed of the turbine is maintained by changing the power of the additionally introduced ballast electric load of the generator, allows to improve the operating conditions of the nuclear power plant, increase its reliability and increase its life, when maintaining maneuverability on the part of consumers of electric energy.
Пример управления ядерной энергетической установкойNuclear Power Plant Management Example
КТ - клапан травления, «Конд» - конденсатор, ПГ - парогенератор, ПК - питательный клапан, ПН - питательный насос, Р - реактор, РК - регулирующий клапан, РМД - регулятор максимального давления, ТГ - турбогенератор, Gпв - расход питательной воды, Рп - давление пара, ωтг - частота вращения ТГ, «зад» - заданное значение.KT - etching valve, “Kond” - condenser, PG - steam generator, PC - feeding valve, PN - feeding pump, P - reactor, RK - control valve, RMD - maximum pressure regulator, TG - turbogenerator, Gpv - feed water flow, RP - steam pressure, ωtg - the speed of the TG, "back" - the set value.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017142816A RU2669389C1 (en) | 2017-12-07 | 2017-12-07 | Control method of autonomous double circuit nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017142816A RU2669389C1 (en) | 2017-12-07 | 2017-12-07 | Control method of autonomous double circuit nuclear power plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2669389C1 true RU2669389C1 (en) | 2018-10-11 |
Family
ID=63862277
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2017142816A RU2669389C1 (en) | 2017-12-07 | 2017-12-07 | Control method of autonomous double circuit nuclear power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2669389C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112071457A (en) * | 2020-08-07 | 2020-12-11 | 西安交通大学 | Load tracking method for supercritical carbon dioxide direct cooling reactor system |
| RU2805457C1 (en) * | 2022-10-13 | 2023-10-17 | Николай Геннадьевич Кириллов | Double-circuit nuclear energy system with hydrogen-containing working fluids in each circuit |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4085004A (en) * | 1972-10-03 | 1978-04-18 | Nasa | Control for nuclear thermionic power source |
| RU2091901C1 (en) * | 1993-12-15 | 1997-09-27 | Государственное предприятие "Красная звезда" | Method for controlling long-life space-based nuclear power plant incorporating thermionic conversion reactor |
| RU2533672C1 (en) * | 2013-07-18 | 2014-11-20 | Государственный научный центр Российской Федерации-федеральное государственное унитарное предприятие "Исследовательский Центр имени М.В. Келдыша" | Spacecraft nuclear propulsion system |
| JP2017032594A (en) * | 2016-11-01 | 2017-02-09 | 元浩 岡田 | Nuclear power generation unit having emergency reactor core cooling device |
-
2017
- 2017-12-07 RU RU2017142816A patent/RU2669389C1/en active IP Right Revival
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4085004A (en) * | 1972-10-03 | 1978-04-18 | Nasa | Control for nuclear thermionic power source |
| RU2091901C1 (en) * | 1993-12-15 | 1997-09-27 | Государственное предприятие "Красная звезда" | Method for controlling long-life space-based nuclear power plant incorporating thermionic conversion reactor |
| RU2533672C1 (en) * | 2013-07-18 | 2014-11-20 | Государственный научный центр Российской Федерации-федеральное государственное унитарное предприятие "Исследовательский Центр имени М.В. Келдыша" | Spacecraft nuclear propulsion system |
| JP2017032594A (en) * | 2016-11-01 | 2017-02-09 | 元浩 岡田 | Nuclear power generation unit having emergency reactor core cooling device |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112071457A (en) * | 2020-08-07 | 2020-12-11 | 西安交通大学 | Load tracking method for supercritical carbon dioxide direct cooling reactor system |
| CN112071457B (en) * | 2020-08-07 | 2023-04-07 | 西安交通大学 | Load tracking method for supercritical carbon dioxide direct cooling reactor system |
| RU2805457C1 (en) * | 2022-10-13 | 2023-10-17 | Николай Геннадьевич Кириллов | Double-circuit nuclear energy system with hydrogen-containing working fluids in each circuit |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101919273B1 (en) | Method for feeding electrical power into an electric supply network | |
| CA2716157C (en) | Wind energy plant having converter control | |
| US7908036B2 (en) | Power production control system and method | |
| CA2741129C (en) | Power dispatch system for electrolytic production of hydrogen from wind power | |
| CN105490304B (en) | A kind of trans-regional control method for coordinating for stabilizing wind-powered electricity generation fluctuation of multiterminal flexible direct current power grid | |
| TWI589085B (en) | Method of operating a power-to-gas unit, a combined cycle power plant, and a method of using a combined cycle power plant | |
| JP2008278700A (en) | Distributed generating set, and method for controlling and retaining power quality | |
| JP2007249341A (en) | Hydrogen production system | |
| MX2014010675A (en) | Method for controlling an arrangement for supplying electric current to a power supply system. | |
| JP2004523025A (en) | Wind park with constant apparent power or multiple wind generators | |
| CA2826330A1 (en) | Control arrangement and method for regulating the output voltage of a dc source power converter connected to a multi-source dc system | |
| CN103633644B (en) | Power grid impact load automatic balancing device and balancing method | |
| CN107785929A (en) | A kind of solar energy thermal-power-generating station power prediction system and operation method | |
| RU2669389C1 (en) | Control method of autonomous double circuit nuclear power plant | |
| US11190019B2 (en) | Method for supplying wind energy plant components with energy and energy supply device and wind energy plant using the same | |
| JP6297522B2 (en) | Renewable energy output system, renewable energy output fluctuation suppression method, and renewable energy output fluctuation suppression program | |
| US20170279281A1 (en) | Power generation assembly, management system and method | |
| JP7336172B2 (en) | Control device for hydrogen system, hydrogen generation system, and control method for hydrogen system | |
| WO2018037477A1 (en) | Power conditioning system and power conditioning method | |
| JP2023111902A (en) | Grid supporting electrolyzer | |
| RU2291503C1 (en) | Method for primary controlling alternating-current frequency in power system incorporating nps power units | |
| RU2646855C1 (en) | Method of managing autonomous two-circuit nuclear energy installation at changes of external electrical load | |
| CN111794936A (en) | Method for changing steam feed pump system into full frequency-conversion high-rotation-speed electric feed pump system and brand new logic control system thereof | |
| CN115244815A (en) | Controlling a renewable energy power plant in response to a zero power demand signal | |
| EP2963285B1 (en) | A method for controlling a wind turbine including reversing an energy flow through a generator |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20191208 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20210906 |