RU2675380C1 - Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR - Google Patents
Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR Download PDFInfo
- Publication number
- RU2675380C1 RU2675380C1 RU2018117898A RU2018117898A RU2675380C1 RU 2675380 C1 RU2675380 C1 RU 2675380C1 RU 2018117898 A RU2018117898 A RU 2018117898A RU 2018117898 A RU2018117898 A RU 2018117898A RU 2675380 C1 RU2675380 C1 RU 2675380C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- maneuvering
- power
- reactor
- reactivity
- coolant
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 80
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims abstract description 80
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 62
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 51
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 21
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 21
- 230000010355 oscillation Effects 0.000 claims abstract description 14
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 27
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 27
- 230000033001 locomotion Effects 0.000 claims description 20
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 19
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 13
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 12
- 238000007654 immersion Methods 0.000 claims description 4
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 claims description 3
- 238000013461 design Methods 0.000 claims description 3
- 230000002265 prevention Effects 0.000 claims description 3
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 claims description 3
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 claims description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 26
- 239000012530 fluid Substances 0.000 abstract description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 abstract description 2
- 238000004801 process automation Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 54
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 20
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 18
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 13
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 10
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 9
- ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 7553-56-2 Chemical compound [I] ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 8
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 8
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 description 8
- 239000011630 iodine Substances 0.000 description 8
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 description 7
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 7
- 230000009471 action Effects 0.000 description 6
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 6
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 6
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 6
- 231100000572 poisoning Toxicity 0.000 description 6
- 230000000607 poisoning effect Effects 0.000 description 6
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 5
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 4
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 4
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 description 4
- 101710121996 Hexon protein p72 Proteins 0.000 description 3
- 101710125418 Major capsid protein Proteins 0.000 description 3
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 3
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 3
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 2
- 125000004122 cyclic group Chemical group 0.000 description 2
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 2
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 2
- 238000011068 loading method Methods 0.000 description 2
- 210000000056 organ Anatomy 0.000 description 2
- 230000006641 stabilisation Effects 0.000 description 2
- 238000011105 stabilization Methods 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052692 Dysprosium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 230000002730 additional effect Effects 0.000 description 1
- 230000003321 amplification Effects 0.000 description 1
- 230000002301 combined effect Effects 0.000 description 1
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000010790 dilution Methods 0.000 description 1
- 239000012895 dilution Substances 0.000 description 1
- KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N dysprosium atom Chemical compound [Dy] KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 238000005530 etching Methods 0.000 description 1
- 230000005284 excitation Effects 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 238000005562 fading Methods 0.000 description 1
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 1
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 description 1
- 238000003199 nucleic acid amplification method Methods 0.000 description 1
- 230000008092 positive effect Effects 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 230000001360 synchronised effect Effects 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 1
- 230000000007 visual effect Effects 0.000 description 1
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 1
- 238000010626 work up procedure Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к реакторным установкам водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах ВВЭР и PWR. Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR заключается в использовании совокупности трех средств воздействия на реактивность реактора и на технологические параметры маневрирования: механическая и жидкостная системы регулирования и давление второго контура. При этом мощность регулируют также изменением расхода теплоносителя через реактор и доли участия различных средств воздействия выбирают исходя из допустимых отклонений параметров маневрирования. Технический результат - упрощение перспективной автоматизации процесса, обеспечение возможности маневрирования в течение всей топливной кампании, в том числе без использования механической и жидкостной систем регулирования, и предотвращение аксиальных ксеноновых колебаний. 3 з.п. ф-лы, 10 ил.
Description
Область техники, к которой относится изобретение
Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно - к реакторным установкам водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах ВВЭР и PWR.
1. Уровень техники
1.1. Маневрирование мощностью ядерных реакторных установок в последние годы становится все более актуальным и востребованным в мире. Маневрирование может осуществляться для регулирования частоты энергосети в диапазонах отклонений ±2 или ±5% Nnom, либо в плановом суточном регулировании мощности, к примеру, по графикам 100-70-100% Nnom (наиболее часто востребованное), 100-50-100% Nnom (менее востребованное), 100-30-100 % Nnom (еще менее востребованное). При этом требуется высокая скорость изменения мощности - до 5% Nnom в минуту. Наиболее трудными являются внеплановые внезапные маневрирования по требованию оператора энергосети по упомянутым графикам и обеспечение более одного маневра в сутки. Для ВВЭР и PWR малой мощности и высотой активной зоны, например для ВВЭР-440 или транспортных реакторов, маневрирование мощностью не сопровождается аксиальными ксеноновыми колебаниями. Увеличение высоты активной зоны для более мощных реакторов ВВЭР и PWR, например ВВЭР-1000, -1200, EPR, затрудняет маневрирование из-за проблемы аксиальных ксеноновых колебаний. Для таких реакторов прежде всего и предлагается новый способ маневрирования мощностью, но и для малых реакторов это также применимо [10].
1.2. Маневрирование мощностью АЭС с ВВЭР и PWR, традиционно осуществляется с использованием известной совокупности средств воздействия на реактивность (Ro) реактора. Это механические органы регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), концентрация борной кислоты (СВ) в теплоносителе, давление второго контура (Р2), влияющее на температуру теплоносителя первого контура на входе в активную зону (tin). Далее они упоминаются как традиционные средства воздействия на реактивность. Изменение СВ является относительно медленным средством воздействия, в сравнении с более быстрыми средствами - ОР СУЗ и Р2. Кроме воздействия на реактивность, указанные средства влияют также на технологические параметры маневрирования, величины которых должны поддерживаться в допустимых пределах. Это исходно требуемые изменения мощности реактора (ΔN) и скорости ее изменения; распределения ксенона (Хе), энерговыделения и выгорания топлива в активной зоне; аксиальный оффсет энерговыделения (АО=(Wtop–Wbot)/(Wtop+Wbot)⋅100%, где Wtop и Wbot интегральные мощности в верхней и нижней половинах активной зоны, соответственно); коэффициенты неравномерности энерговыделения по объему (Kv) и ТВС (Kq) активной зоны; скорость изменения СВ; объемы водообмена с образованием жидких радиоактивных отходов (ЖРО); количество отдельных движений и общая длина перемещения ОР СУЗ, влияющие на локальную мощность твэлов и ресурс приводов СУЗ; скачки температуры Δtin и давления ΔР2 в первом и втором контурах. Далее они упоминаются как параметры маневрирования, и часть из них совпадает со средствами воздействия. На практике средства воздействия на реактивность должны, прежде всего, решить задачу регулирования (компенсации) двух основных параметров - реактивности и аксиального оффсета - ΔRo = ΔRoc + ΔRod, а также ΔАО, где ΔRoc и ΔRod - это эффекты реактивности по изменению температуры теплоносителя и топлива (Допплер-эффект), соответственно, а ΔАО - отклонение аксиального оффсета. Чем меньше изменения параметров ΔRo и ΔАО при изменении мощности, т.е. их отклонения от своих стационарных значений, относящихся к работе на номинальной мощности Nnom, тем легче компенсировать эти отклонения. При этом могут быть эффективными даже относительно слабые воздействия имеющихся средств, что ведет к более благоприятным реализациям параметров маневрирования (меньше ЖРО, меньше скачки tin и P2, меньше движений ОР СУЗ, больше ресурс приводов ОР СУЗ, и т.д.). Выгода слабых воздействий средств в том, что они меньше искажают параметры, чем сильные воздействия и не требуют дополнительных воздействий для компенсации искажений. Предлагаемый новый способ маневрирования позволяет успешно использовать такую концепцию слабых воздействий. Примерами относительно слабых воздействий, с точки зрения их известных ранее проявлений, но достаточно эффективных (как показано ниже) при реализации нового способа маневрирования, являются: температурный коэффициент реактивности (ТКР) в ВВЭР и PWR, аксиальное профилирование ТВС, постоянное присутствие и перемещения серых ОР СУЗ пониженной эффективности в активной зоне.
1.3. Для АЭС с реакторами ВВЭР и PWR до сих пор известны два способа маневрирования мощностью [1], описываемые ниже.
1.3.1. Способ 1. Поддержание постоянного давления во втором контуре, далее обозначается как "P2 = const". Достоинством этого способа является хорошая эффективность термодинамического цикла. Его недостаток - большие скачки температуры в оборудовании, трубопроводах первого контура и топливе, что затрудняет обоснование циклической механической прочности при большом количестве циклов маневрирования. Недостатком также является необходимость сильных воздействий на большие изменения параметров ΔRo = ΔRoc + ΔRod и ΔАО органами СУЗ и СВ. Это существенно искажает распределения ксенона и энерговыделения, приводит к трудностям обеспечения стабильности параметров маневрирования АО, Kv, Kq и к повышенному образованию ЖРО. Это особенно актуально в последнюю треть кампании реактора и даже может быть нереализуемо в период после 85% кампании.
1.3.2. Способ 2 - выбран прототипом предлагаемого нового способа. Это поддержание постоянной средней температуры теплоносителя в реакторе, далее обозначается как "Tav = const". Этот способ считается предпочтительным перед первым способом и обеспечивается повышением давления второго контура Р2 при снижении мощности реактора и наоборот. Конкретно, изменением ΔР2 компенсируют эффект ΔRoc. При этом, для компенсации Допплер эффекта ΔRod, при требуемых высоких скоростях изменения мощности (до 5% Nnom в минуту), остаются только ОР СУЗ, как средство быстрого воздействия на реактивность. С одной стороны этот способ позволяет снизить амплитуду скачков температуры в оборудовании и трубопроводах, что облегчает обоснование циклической механической прочности первого контура в сравнении с первым способом. Однако он ухудшает эффективность термодинамического цикла, требует повышения прочности второго контура, сильного воздействия на АО и т. п. [5]. В процессе выгорания и, особенно в конце кампании реактора (после 85% ее длительности), также возникают ограничения для маневрирования.
На практике используют также различные комбинации обоих известных способов, за счет некоторого ухудшения преимуществ, что, не исключает указанные недостатки.
2. Раскрытие изобретения
2.1. Задачей изобретения является существенное улучшение возможностей при маневрировании мощностью по следующим аспектам, имеющим признаки новизны, а именно для:
1) упрощения перспективной автоматизации процесса или формирования подсказок оператору при выполнении плановых и внеплановых графиков маневрирования мощности, требуемых диспетчером сети. Это улучшение основано на использовании концепции слабых воздействий разных средств, в их совокупности (пункт 1.2), в частности небольших перемещений "светло-серых" ОР СУЗ (фиг. 2d, 3), небольших отклонений расхода теплоносителя Δg (фиг. 6 и 8), небольших отклонений Δt (через изменение P2) (фиг. 8 и 9) и, возможно, небольших отклонений ΔСВ;
2) обеспечения возможности маневрирования практически в течение всей топливной кампании, в том числе и для внезапных внеплановых маневров по требованию диспетчера энергосети. Это основано на оперативном запасе реактивности трех типов, предназначенного, в частности, для выхода из йодной ямы за счет их кратковременного раздельного или совместного действия при выходе на номинальную мощность: - извлечения "светло-серых" ОР СУЗ, постоянно погруженных в активную зону (фиг. 6, 8, 9); - увеличения расхода теплоносителя Δg (фиг. 8); - снижения температуры на входе в активную зону Δt через снижение P2 (фиг. 7, 8 и 9) , т.е. Δt=f(P2);
3) предотвращения ксеноновых колебаний мощности при маневрировании и облегчения поддержания постоянных значений АО и низких коэффициентов неравномерности энерговыделения. Этот феномен есть следствие поддержания постоянного (с учетом допустимых и кратковременных отклонений) подогрева теплоносителя в активной зоне ΔТ=const (подпункт 2.4.1). Это замечательное явление реализуется наиболее эффектно и полно при наиболее востребованных маневрах мощности (100-70-100% Nnom) без изменения положения ОР СУЗ (фиг. 7 и частично фиг. 8), и без изменения СВ. Это облегчает управление, поскольку движение даже серых ОР СУЗ требует применения соответствующего алгоритма и само по себе несколько искажает АО, Kv и Kq (фиг. 8 и 9). Более того, маневрирование мощностью без движения (или с малыми движениями) ОР СУЗ и без изменения СВ, можно реализовать в реакторах ВВЭР и PWR даже с небольшим количеством ОР СУЗ, например в ВВЭР-1000 с 61 ОР СУЗ или даже с 49 ОР СУЗ (блок 1 Южно-Украинской АЭС), в которых возможно использовать только черные ОР СУЗ.
Очевидно, что использование маневрирования без изменения положения ОР СУЗ наиболее эффективно повышает ресурс приводов СУЗ, устраняют искажения локальной мощности твэлов (см. перечисление 4 ниже) и снижает вероятность их разгерметизации;
4) повышения ресурса приводов механических ОР СУЗ, упрощения алгоритмов их перемещения и смягчения их воздействия на локальную мощность в твэлах. Это основано на использовании "светло-серых" ОР СУЗ (т.е. серых ОР СУЗ с пониженной физической эффективностью, как на фиг. 2d). Этому способствует уменьшение количества отдельных их движений и общей длины перемещения, чему, в свою очередь способствует аксиальное профилирование топлива, как показано на фиг. 3.;
5) сокращения объемов ЖРО вплоть до уровня базового режима эксплуатации. Это преимущество основано на снижении или полном исключении изменений СВ при маневрировании (обеспечение режима с CB=const, фиг. 6-9);
6) обоснования повышенного количества циклов маневрирования (ограничиваемых температурными скачками и механической усталостью оборудования и трубопроводов первого контура) и поддержания требуемой эффективности термодинамического цикла (ограничиваемой скачками давления во втором контуре Р2). С одной стороны, это основано на известном факте о минимизации или исключении скачков температуры и давления в первом и втором контурах (подпункт 2.6.2 и таблица 1) при изменении расхода теплоносителя с изменением мощности. Но с другой стороны, признаком новизны является гибкость эксплуатации и возможность выбора сбалансированного сочетания работы различных средств воздействия, когда за счет небольших допустимых скачков температуры/давления достигаются существенные преимущества, например возможность маневрирования без изменения положения ОР СУЗ и без изменения СВ в теплоносителе (фиг. 7 и частично фиг. 8) или с малыми их изменениями (фиг. 9, 8);
7) повышения безопасности и экономичности эксплуатации в целом, реализуемых как побочные эффекты, которые известны или очевидны. Примеры повышения экономичности: экономия электроэнергии на ГЦН при снижении расхода теплоносителя в режиме маневрирования (подпункты 2.6.2, 2.6.3) и небольшое повышение эффективности топливоиспользования за счет аксиального профилирования топлива (см. описание фиг. 3 в разделе 3) и оперативного запаса реактивности по расходу теплоносителя (подпункт 2.4.2). Пример повышения безопасности - исключение полного обесточивания всех ГЦН путем подключения дизель генераторов на один или более ГЦН в соответствующих аварийных режимах.
2.2. Техническим результатом изобретения является реализация вышеперечисленных преимуществ нового способа маневрирования мощностью. Следует отметить, что эти преимущества не могут быть достигнуты одновременно и в полном объеме, поскольку они порой конкурируют между собой (улучшение одних параметров сопровождается ухудшением других). Например, можно повысить ресурс приводов ОР СУЗ и снизить скачки энерговыделения на твэлах за счет некоторого повышения механической усталости оборудования первого контура и ухудшения КПД термодинамического цикла, и наоборот. Однако гибкость предлагаемого способа маневрирования состоит в том, что эти преимущества могут быть достигнуты в оптимальном сбалансированном сочетании, с устранением недостатков, относящихся к известным способам маневрирования.
2.3. Поставленная задача решается применением нового способа маневрирования мощностью АЭС с ВВЭР и PWR, отличающегося тем, что воздействие на реактивность и на параметры маневрирования осуществляют изменением расхода теплоносителя G через активную зону, в комбинации с другими средствами воздействия на реактивность. В настоящей работе был получен новый результат, что именно изменением расхода можно не только компенсировать существенную часть изменения мощности, но одновременно, радикально предотвратить возникновение ксеноновых колебаний в активной зоне в процессе маневрирования. Этим существенно повышается эффективность использования остальных средств воздействия на реактивность для управления параметрами маневрирования (Ro, АО, Kv, Kq, скачками технологических параметров и т.п.) с минимизацией их искажения. Заметим, что расход теплоносителя G ранее не употреблялся и не упоминался в учебной или научной литературе как средство воздействие на реактивность в ВВЭР и PWR при маневрировании. В этом смысле ситуация формально аналогична тому, что и давление во втором контуре P2 также до поры не употреблялось как средство воздействие на реактивность в ВВЭР и PWR в способе 2 маневрирования (пункт 1.3.2). Техническая аналогия в том, что и G и P2 влияют на реактивность не прямо, а через изменение температуры теплоносителя первого контура. Вообще говоря, для решения задачи требуется использовать главные циркуляционные насосы (ГЦН) с возможностью регулируемого изменения расхода теплоносителя через активную зону. Однако в принципе, можно изменять расход путем частичного отключения одного-двух ГЦН. К тому же, это позволит провести достаточно простые испытания предлагаемого технического решения на одном из действующих энергоблоков, например на ВВЭР-1000 малой серии с закрытием/открытием имеющихся главных запорных задвижек (Калининская АЭС) при снижении/повышении мощности.
2.4. В следующих двух режимах описываются полезные эффекты воздействия на реактивность ВВЭР и PWR изменением расхода теплоносителя, что соответствует основным пунктам 1 и 2 Формулы изобретения:
2.4.1. Режим 1. Изменение расхода теплоносителя G через активную зону - вплоть до максимально допустимого изменения из соображений безопасной эксплуатации, т.е. примерно такого же изменения, как изменение мощности (ΔG[%] ≈ ΔN[%], т. е. поддержания постоянного значения подогрева теплоносителя в активной зоне). Для этого режима используем прописную букву G, в отличие от строчной буквы g, используемой в подпункте 2.4.2 для обозначения небольшого оперативного запаса реактивности по расходу теплоносителя. Изменение ΔG непосредственно и существенно изменяет мощность в режиме маневрирования. Однако не только частичное, но и максимально допустимое изменение расхода не позволяет полностью скомпенсировать мощностной эффект реактивности. Это является характерной особенностью температурного коэффициента реактивности (ТКР) в реакторах типа ВВЭР и PWR из-за незначительного паросодержания в активной зоне, в отличие от кипящих реакторов типа BWR (подпункт 2.6.1). Поэтому требуется дополнительное привлечение других средств воздействия на реактивность из имеющихся в наличии в конкретном состоянии: ОР СУЗ, Δt=f(ΔР2), Δg, ΔСВ. При этом оптимальные, допустимые или желаемые доли соучастия различных средств в маневрировании и условия их функционирования, в том числе упрощение или исключение работы отдельных средств, выбирают по специальной методике. Здесь используется широко известная Российская программа БИПР-7, разработанная в Курчатовском институте. Целесообразно использовать также расчетные коды с детальным моделированием общеконтурной теплогидравлики и пространственной кинетики, например Российский код КОРСАР, разработанный в НИТИ им. Александрова. Все, упомянутое выше для режима 1 соответствует пункту 1 Формулы изобретения.
Частным случаем применения режима 1 является поддержание постоянного значения подогрева теплоносителя в реакторе. Этот способ маневрирования мощностью обозначим как "ΔТ=const". Реализуется он соответствующим изменением расхода пропорционально и синхронно с изменением мощности. При строгом поддержании ΔТ=const и tin=const устраняются скачки температуры и давления Δt и ΔР2 в первом и втором контурах, что снимает ограничения по количеству циклов маневрирования и по КПД термодинамического цикла. Следует признать, что это достаточно очевидный для специалиста результат (подпункт 2.6.2), в котором отсутствует и новизна и изобретательский уровень. Однако, неизвестным ранее благоприятным результатом, имеющим существенные признаки изобретения является то, что поддержание ΔТ=const также предотвращает «в зародыше» ксеноновые колебания мощности при маневрировании и облегчает поддержание постоянных значений АО и низких значений неравномерностей энерговыделения Kv и Kq. Важно также отметить, что способ ΔТ=const предлагается осуществлять в совокупности с выбором допустимых отклонений (скачков) температуры и давления Δt=f(ΔР2) (в рамках концепции слабых воздействий), включая также и отклонения от строгого поддержания ΔТ=const (через небольшие отклонения расхода Δg, см. подпункт 2.4.2). И именно эти допустимые отклонения параметров, воздействующих на реактивность, с одной стороны сохраняют указанные преимущества нового способа, а с другой стороны позволяют достичь наиболее эффектного и желаемого результата, когда наиболее востребованные графики маневрирования реализуют, к примеру, без перемещений ОР СУЗ или с малыми их перемещениями, а также без изменения СВ.
Поясним физику возникновения аксиальных ксеноновых колебаний в ВВЭР и PWR для обоих известных способов маневрирования (пункт 1.3) на примере способа-прототипа Tav=const (подпункт 1.3.2) со снижением мощности со 100 до 50% Nnom без использования ОР СУЗ. Снижение мощности приводит к пропорциональному снижению подогрева теплоносителя в реакторе. Причем температура теплоносителя на входе в нижнюю половину активной зоны увеличивается на 8.1°С (см. таблицу 1), а на входе в верхнюю половину остается неизменной, поскольку Tav=const. Средняя температура теплоносителя в нижней половине активной зоны увеличивается примерно на 4.03°С, а в верхней половине уменьшается на те же 4.03°С. Соответственно, за счет отрицательного ТКР, в нижнюю половину вводится отрицательная реактивность, а в верхнюю половину - положительная. Это вызывает положительный скачок АО и усиливает его при работе на пониженной мощности за счет более сильного отравления ксеноном в нижней половине активной зоны. Это показывает, что разное изменение температур теплоносителя в нижней и верхней половинах активной зоны при изменении мощности является главной причиной возбуждения и усиления аксиальных Хе колебаний в ВВЭР и PWR. Напротив, для способа ΔТ=const эта причина устраняется по определению, что предотвращает аксиальные Хе колебания при маневрировании мощностью, что также подтверждается прямыми расчетами (фиг. 1, 6-9). Заметим, что использование ОР СУЗ при маневрировании может вносить свой вклад как в стабилизацию, так и в искажение АО и распределение ксенона в активной зоне.
При этом следует иметь в виду, что при работе на сниженной мощности с новым способом ΔТ=const, непозволительно значительное увеличение неравномерности энерговыделения, в отличие от известных способов маневрирования, осуществляемых с высоким расходом теплоносителя на сниженной мощности. Это требует постоянного on-line мониторинга энерговыделения для способа ΔТ=const (см. описание фиг. 10 в разделе 3).
В таблице 1 представлены расчетные скачки температуры теплоносителя (Δt, °С) на входе в активную зону для различных маневров мощностью для способа-прототипа Tav=const и для различных соотношений между снижением мощности N и расхода теплоносителя G.
Таблица 1
Снижение расхода теплоносителя | Снижение мощности реактора | ||||
100-100 %Nnom | 100-70 %Nnom | 100-50 %Nnom | 100-30 %Nnom | 100-0 %Nnom | |
100-100 %Gnom | 0 (ΔT=const) | 4.8 | 8.1 | 11.3 | 16.1 |
100-70 %Gnom | 0 (ΔT=const) | 4.6 | 9.2 | 16.1 | |
100-50 %Gnom | 0 (ΔT=const) | 6.4 | 16.1 | ||
100-30 %Gnom | 0 (ΔT=const) | 16.1 |
На выходе из активной зоны скачки температуры теплоносителя по модулю те же, что и на входе, но с обратным знаком.
Приближённо можно принять, что изменение давления второго контура в барах вызывает такое же изменение температуры в градусах Цельсия на входе в активную зону ΔP2 [bar] ≈ Δt [°С]. Известно также [1], что в аспекте эффективности термодинамического цикла (КПД) и во избежание повышения проектных требований к парогенераторам по их металлоемкости, желательно, чтобы ΔP2 не выходило за пределы достаточно узкого диапазона, например 2-3 bar. Это значит, что способ - прототип Tav = const может эффективно работать только в сравнительно узком диапазоне маневрирования, а именно в диапазоне 15-20% Nnom, например от 100 до 80-85% Nnom. Реально так и происходит, т.к. в более широком диапазоне маневрирования обычно используется комбинирование метода Tav=const с методом P2=const, который существенно увеличивает скачки температуры теплоносителя в первом контуре. Однако даже "узкий" график маневрирования 100-95-100% Nnom и тем более график 100-70-100% Nnom невозможно выполнить способом Tav = const без перемещения ОР СУЗ, в отличие от заявляемого способа (см. фиг. 8).
Из таблицы 1 видно, что и при меньшем изменении расхода ΔG, чем изменение мощности ΔN, также имеется некоторая выгода по двум аспектам. Это повышенный запас по неравномерностям энерговыделения в сравнении с поддержанием ΔT=const, а также снижение величины этих скачков для способа Tav=const. К примеру, при снижении мощности со 100 до 50% Nnom, а расхода со 100 до (70-60) % Gnom получим скачки температуры теплоносителя (4.6-3.0) °С, что меньше, чем без снижения расхода (8.1°С) и в принципе позволяет добиться, чтобы отклонение ΔP2 не выходило за пределы 2-3 bar.
Сравним величины ввода реактивности изменением расхода ΔRo=f(ΔG) или ΔRo(ΔG) (как нового средства воздействия на реактивность) и изменением давления ΔRo=f(ΔP2) или ΔRo(ΔP2) с изменением температуры теплоносителя на входе tin+Δt, как известного средства. Величина tin - номинальная температура теплоносителя на входе при номинальной мощности, а отклонения Δt приведены в таблице 1 для разных соотношений N и G, N=Nnom ⋅ kN и G=Gnom ⋅ kG, где kN и kG - коэффициенты снижения мощности и расхода. Способ ΔT=const реализуется в идеале при kG = kN. Величины отрицательных реактивностей, введенных непосредственно в момент достижения сниженной мощности рассчитывались по коду БИПР-7 и соотношениям:
ΔRo(ΔP2) = Ro(Gnom, tin+Δt) - Ro(Gnom, tin)
ΔRo(ΔG) = Ro(Gnom ⋅ kG, tin) - Ro(Gnom, tin)
Побочно рассчитывались и величины изменения АО (%) от исходной величины, реализуемой до снижения мощности, как важного параметра маневрирования:
ΔАО(ΔP2) = АО(Gnom, tin+Δt) - АО(Gnom, tin)
ΔАО(ΔG) = АО(Gnom ⋅ kG, tin) - АО(Gnom, tin)
В таблице 2 (на примере конца кампании EOC) представлены расчетные изменения (скачки) реактивности и аксиального оффсета для различных маневров мощностью для способа - прототипа Tav=const (без изменения расхода, т.е. при G=Gnom) и нового способа ΔT = const при больших изменениях расхода теплоносителя ΔG (kG = kN).
Таблица 2
Способ маневрирования | Параметры маневрирования (скачки ΔRo и ΔAO) | Снижение мощности реактора | ||
100-70 %Nnom(kN=0.7) | 100-50 %Nnom(kN=0.5) | 100-30 %Nnom(kN=0.3) | ||
Tav=const (G=Gnom) | ΔRo(ΔP2), %Δk/k | –0.35 | –0.59 | –0.83 |
ΔAO(ΔP2), % | +14.2 | +26.6 | +40.0 | |
ΔT=const (kG = kN) | ΔRo(ΔG), %Δk/k | –0.48 | –0.83 | –1.20 |
ΔAO(ΔG), % | 0.0 | –0.1 | 0.0 |
Расчеты снижения мощности со 100 до 70, 50 и 30 %Nnom новым способом ΔT = const показали (см. таблицу 2), что снижение расхода ΔG вводит примерно на 40% (отн.) большую отрицательную реактивность, в сравнении со способом Tav=const (с повышением P2 и tin на 4.8, 8.1 и 11.3°С, см. таблицу 1). При этом способ ΔT=const совершенно не искажает аксиальный оффсет АО, в отличие от больших искажений АО при способе Tav=const.
При повышении мощности вывод о большей эффективности изменения расхода - тот же. Важным преимуществом способа маневрирования ΔT=const (в том числе и с учетом отклонений по подпункту 2.4.2) является также то, что он сохраняет возможность дополнительного использования изменения P2 для воздействия на реактивность (компенсация эффекта Допплера и нестационарного отравления Хе).
Таким образом, показано, что расход теплоносителя и особенно его частный случай - способ ΔT = const, является весьма эффективным дополнительным, неискажающим средством воздействия на реактивность и АО. За счет этого нового средства возникла возможность гибкого использования различных комбинаций слабых воздействий другими традиционными средствами. Обнаружено замечательное явление предотвращения аксиальных ксеноновых колебаний при маневрировании новым способом ΔT = const.
Ниже описана возможная последовательность действий на примере внепланового графика маневрирования 100-70-100% Nnom в наиболее неблагоприятном состоянии: после окончания борной кампании (СВ=0) и после вывода постоянно погруженных серых ОР СУЗ. В этом состоянии борное регулирование неприменимо. Допустим, что рабочее значение расхода теплоносителя задано равным номинальному Gwork=100% Gnom. Оператор выбирает одну или более систем воздействия на реактивность, из имеющихся в наличии в данном состоянии: ОР СУЗ, Δt=f(ΔР2), ΔGwork, Δg. Фиг. 8 на промежутке времени от 0 до 9 ч. близка к описываемому режиму. Система управления повышает ΔР2 на 3 bar (и соответственно tin примерно на 3°С), которые должны быть обоснованы в проекте как допустимые величины. Одновременно система управления снижает расход до 70% Gnom со скоростью 5% в минуту, контролируя расходом поддержание постоянного подогрева теплоносителя в реакторе, что вызовет снижение мощности также до 70% Nnom с той же скоростью. Далее, отравление Хе и погружение в йодную яму компенсируется понижением Δt=f(ΔР2) в допустимых диапазонах. Для возвращения на номинальную мощность из йодной ямы система управления повышает расход на ΔGwork до 100% Gnom со скоростью 5% в минуту. Кратковременно расход повышается еще на Δg=10% Gnom с одновременным понижением ΔР2 и Δt до нижнего предела, что вызовет повышение мощности также до 100% с той же скоростью. Дальнейшее разотравление Хе на номинальной мощности компенсируется повышением ΔР2 и Δt в допустимых диапазонах. Таким образом, показано, что наиболее востребованный график может быть реализован без перемещения ОР СУЗ и без изменения СВ.
2.4.2. Режим 2. Небольшое отклонение Δg расхода теплоносителя через активную зону от режима 1. Для этого требуется использовать ГЦН с возможностью регулируемого повышения расхода теплоносителя через активную зону сверх своего номинального значения. Это относительно небольшой запас повышенного расхода, например Gmax=105-110% Gnom от номинального значения. Из таблицы 2 получим также, что и такие изменения расхода Δg порядка 5-10% Gnom, все же полезны, т.к. заметно изменяют реактивность ΔRo: от -0.083 до -0.166% Δk/k соответственно. На практике этот Δg предлагается использовать в качестве оперативного запаса реактивности, в частности при выходе из йодной ямы, что особенно актуально в конце кампании реактора, или для небольшой корректировки параметров маневрирования, таких как АО и Kv. Такой запас реактивности равносилен дополнительному погружению группы из шести серых стержней в активную зону на значимые величины ΔH - на 19-38% высоты активной зоны. Хотя это изменение Δg и искажает (слегка) идеальную реализацию способа ΔT=const, но оно кратковременное и допустимое, и в итоге улучшает гибкость регулирования и усиливает общий быстродействующий оперативный запас реактивности наряду с серыми ОР СУЗ и Δt=f(P2). И наконец, этот оперативный запас реактивности позволяет увеличить, хотя и незначительно, кампанию реактора на величину от 0.8 до 1.6 эффективных суток за счет повышения расхода на величину Δg в самом конце кампании.
Целесообразно также обеспечить несколько повышенный рабочий расход теплоносителя Gwork, при работе на номинальной мощности, к примеру, Gwork=105% Gnom, что позволит использовать как положительный запас реактивности с повышением расхода от Gwork до 110% Gnom, так и отрицательный запас реактивности с понижением расхода от Gwork до 100% Gnom. Изменение расхода позволяет также изменять и аксиальный оффсет энерговыделения АО, в ту же сторону, что и реактивность. Заметим, что в реальной эксплуатации многих энергоблоков ВВЭР на сегодняшний день имеет место повышенный Gwork до 105% Gnom и более, как запас завода-изготовителя ГЦН. Предлагаемое регулирование расхода позволит использовать его с пользой, как оперативный запас реактивности, что также является признаком новизны.
2.5. В данной работе маневрирование мощностью моделировалось на примере графиков 100-70-100 и 100-50-100% Nnom, в течение 31 часа для стационарной топливной загрузки АЭС-2006 с ВВЭР-1200. Рассматривались наиболее сложные варианты маневрирования - без участия борной системы, т.е. поддерживая ΔCB=0 (или CB=const). Известны также прямые рекомендации EUR [2] для проектов PWR (ВВЭР): (a) о маневрировании без изменения борной концентрации в теплоносителе, т.е. при CB=const, и (б) рекомендация об использовании так называемого малоборного варианта (low boron capabilities) для компенсации запаса реактивности на выгорание топлива. Для осуществления малоборного варианта, например, можно использовать большее количество выгорающего поглотителя. Такое решение позволяет повысить безопасность (снизить или исключить опасность полного удаления бора при разбавлении теплоносителя, снизить образование трития и ЖРО, усилить действие обратных связей в авариях с отказом аварийной защиты ATWS). Для такого малоборного варианта, в течение всей кампании реактора, как и для последней трети кампании реактора с обычным борным режимом, возможность маневрирования с CB=const становится необходимостью. Такая задача легко решается в предлагаемой технологии маневрирования тем, что исключение работы борной системы с лихвой компенсируется добавлением другой системы воздействия на реактивность - системой управляемого расхода теплоносителя. Тем не менее, гибкость новой технологии маневрирования позволяет использовать и борную систему, совместно с другими системами, особенно в первую половину кампании реактора, если ее работа востребована и достаточно легко реализуема.
2.6. Обоснование новизны предлагаемого решения.
2.6.1. В кипящих реакторах типа BWR расход теплоносителя через активную зону используется в качестве основного средства воздействия на реактивность. При этом, малое изменение Δg расхода теплоносителя в BWR вызывает большое изменение реактивности за счет парового (или пустотного) коэффициента реактивности (ПКР), что достаточно для изменения мощности без использования ОР СУЗ и СВ. Напротив, в реакторах ВВЭР и PWR паросодержание незначительно, и ТКР гораздо меньше чем ПКР. Однако ранее по-видимому не было учтено специалистами, что совместное действие большого ΔG с малым ТКР для ВВЭР/PWR может быть сравнимым с совместным действием малого Δg с большим ПКР для BWR. Именно поэтому можно предполагать, что идея использования расхода теплоносителя в ВВЭР и PWR, как эффективного средства воздействия на реактивность, ошибочно считалась бесперспективной и не рассматривалась. Иначе она бы уже применялась в ВВЭР и PWR в силу своей высокой эффективности, демонстрируемой в настоящей работе. Кроме того, BWR обладает так называемым самоподавлением ксеноновых колебаний мощности, т.е. локальное повышение мощности самоподавляется действием ПКР и предотвращает усиление выжигания ксенона. Напротив, в реакторах ВВЭР и PWR локальное повышение мощности (ТКР незначительно его снижает) усиливает выжигание ксенона, что еще больше повышает мощность. Таким образом, отличия физических процессов в ВВЭР и PWR от BWR, а также факторы, перечисленные в пункте 2.4, позволяют признать наличие существенной новизны в предлагаемом решении для ВВЭР и PWR.
2.6.2. Упомянем также две известные очевидные идеи, «лежащие на поверхности», которые иногда упоминаются в разных источниках.
Первая идея - экономия электроэнергии на ГЦН при снижении расхода теплоносителя в режиме маневрирования [3, 4]. Оценки из [3, 5, 6] показывают нелинейный положительный экономический эффект, к примеру при уменьшении мощности блока на 40% (от 100% до 60%) Nnom потребляемая мощность ГЦН уменьшается на 80%, а снижение скорости вращения ротора электродвигателя насоса на 10% дает 30 % экономии потребляемой электроэнергии.
Упомянем также работу [4], которая относится к реакторам типа PWR атомных подводных лодок (АПЛ). Основной целью снижения расхода с мощностью там является снижение шумов АПЛ. Также имеются существенные отличия в физике от коммерческих ВВЭР и PWR, в частности отсутствие ксеноновых колебаний.
Вторая идея - поддержание постоянной температуры теплоносителя в реакторе при изменении расхода теплоносителя вместе с мощностью, для минимизации колебаний температуры и давления в первом и втором контурах [3, 5, 6].
Однако работа [3] выполнена на примере реактора ВВЭР-440, в котором отсутствуют ксеноновые колебания, в отличие от мощных реакторов ВВЭР и PWR с большей высотой активной зоны. Недостатком [3] представляется также использование сброса пара через БРУ-А и БРУ-К при маневрировании. Работы [5, 6] относятся к реакторам ВВЭР-1200, -1300 МВт (эл.). Однако целями снижения расхода с мощностью декларируются там только известные эффекты экономии электроэнергии на ГЦН и устранение скачков Δt и ΔP2, и нет упоминания о значимых эффектах, обладающих новизной (подпункт 2.6.3).
2.6.3. Эти идеи подпункта 2.6.2, сами по себе, в отрыве от других выгод, по-видимому, ошибочно считались недостаточно значимыми или слабоокупаемыми, поскольку иначе они были бы внедрены в ВВЭР и PWR в силу своей очевидности. В предлагаемой новой технологии маневрирования экономия энергии ГЦН и снижение (устранение) скачков температуры и давления в первом и втором контурах относятся к известным эффектам. А основными признаками новизны этой технологии является новое средство воздействия на реактивность и предотвращение Хе колебаний. В частности, благодаря этому новому средству воздействия на реактивность появилась возможность реализации наиболее востребованного графика маневрирования 100-70-100% Nnom без движения ОР СУЗ, без изменения СВ и без увеличения неравномерностей энерговыделения Kv, Kq, AO. А также возможность реализации более глубоких графиков маневрирования, в частности 100-50-100% Nnom с малыми перемещениями СУЗ, без изменения СВ и с малыми изменениями Kv, Kq, AO. Это позволяет обходиться простыми алгоритмами перемещения ОР СУЗ и без дорогостоящей автоматизированной системы управления.
Поэтому, даже и с учетом наличия известных эффектов подпункта 2.6.2, факторы, перечисленные в пункте 2.4 остаются существенными признаками новизны для мощных энергетических реакторов ВВЭР и PWR.
3. Сущность изобретения поясняется рисунками, на которых представлены:
На фиг. 1 новый способ маневрирования ВВЭР ∆Т=const, сравнивается с известным способом - прототипом Tav = const на простейшем примере, из чего, однако, можно понять основные преимущества и признаки новизны предлагаемого способа. Представлены расчетные изменения свободных колебаний АО и Ro без учета работы средств воздействия на реактивность и на другие параметры маневрирования (кроме изменения расхода ΔG для непосредственного поддержания подогрева ΔТ=const), при единичном маневре мощностью 100-70-100% Nnom с работой на пониженной мощности в течение двух часов. Известно, что в конце кампании реактора (ЕОС) имеют место расходящиеся Хе колебания аксиального оффсета АО, и они увеличиваются при увеличении высоты активной зоны, например от 355 см (ВВЭР-1000) до 375 см (АЭС-2006) [7]. Колебания АО в свою очередь вызывают колебания реактивности Ro. Из фиг. 1 видно, что использование нового способа маневрирования с поддержанием постоянного значения подогрева теплоносителя ΔТ = const фактически предотвращает свободные ксеноновые колебания и обеспечивает АО≈const и соответственно стабильность реактивности Ro. Но реактивность изменяется за счет Допплер-эффекта (при непосредственном изменении мощности от двух до трех часов и от 5 до 6 часов на фиг. 1) и за счет изменения интегральной концентрации 135Хе в активной зоне. Происходит интенсивное отравление от 3 до 5 часов, затем разотравление от 6 до 14 часов и достижение стационарного отравления в течение последующих 31 часа работы на номинальной мощности на фиг. 1. После 45 часов незначительные, но расходящиеся Хе колебания АО сопровождаются небольшими колебаниями Ro. При маневре 100-70-100% Nnom способом ΔТ = const, такие изменения Ro в течение всего времени, могут быть полностью отработаны небольшими изменениями ΔР2 в диапазоне ±3 bar, что соответствует Δt в диапазоне ±3°С, без привлечения других средств воздействия на реактивность - СВ и ОР СУЗ (см. также Фиг. 8). Напротив, для способа-прототипа Тav = const, изменениями ΔР2 и Δt обеспечивается только само поддержание постоянной средней температуры Тav, а Допплер-эффект, Хе и АО должны компенсироваться другими средствами - СВ и ОР СУЗ. Поэтому для известного способа-прототипа Тav = const обычно отрабатывается только узкий диапазон первичного частотного регулирования 100-98-100% Nnom [8, 9] без использования систем СВ и ОР СУЗ. Для другого известного способа маневрирования P2=const, изменение ΔР2 не предполагается по определению.
Таким образом этот простой идеализированный пример обнаруживает важное преимущество нового способа ΔТ=const перед известными способами, возникающее за счет привлечения нового средства воздействия на реактивность - расхода теплоносителя, изменяющегося с мощностью 100-70-100% Nnom примерно по такому же графику 100-70-100% Gnom. Признаками новизны способа являются также возникающие благоприятные воздействия на параметры маневрирования (Хе, АО и т.д.).
На фиг. 2 изображены возможные схемы размещения поглощающих элементов (ПЭЛ) по сечению ТВС реактора ВВЭР-1200 АЭС-2006. В принципе подобные схемы известны и используются в квадратных ТВС PWR. В настоящее время в ТВС ВВЭР используется только схема 2а, с наиболее эффективным "черным"органом регулирования (ОР), содержащим 18 ПЭЛ в кластере. Остальные схемы представляют собой "серые" ОР с различной эффективностью. Эффективность ОР определяется количеством обычных ПЭЛ в кластере и выражается в виде разницы Keff при отсутствии ПЭЛ и при их наличии в ТВС ΔKeff = Keff (без ПЭЛ) - Keff (с ПЭЛ), по отношению к эффективности черного ОР. Стальные стержни или трубки используются как утяжелители кластера по массе и их эффективность как поглотителей нейтронов незначительна. Эффективность серого ОР с шестью ПЭЛ в схеме 2b равна примерно 0.5 от эффективности черного ОР и такая схема использовалось в [7]. Пониженная эффективность серого ОР в схеме 2d с тремя ПЭЛ равна примерно 0.33 от эффективности черного ОР, и такая схема используется в настоящей работе. Можно сказать, что это "светло-серый" ОР СУЗ в сравнении со схемой 2b. В принципе возможно также использовать и другие сочетания количества ПЭЛ в ТВС с количеством поглотителя в них, например схему 2b, но с меньшим количеством поглотителя, вместо схемы 2d. Это может обеспечить еще меньшие искажения энерговыделения в соседних твэлах при перемещении ПЭЛ, при той же эффективности серого ОР. Серые ОР могут быть реализованы на основе (n-γ) поглотителей, которые сохраняют свою эффективность в течение длительного выгорания, таких как гафний (Hf) и диспрозий (Dy). Здесь демонстрируется принципиальная осуществимость выбора по специальной методике (здесь по расчетному коду БИПР-7) оптимального количества и размещения серых ОР с минимальной эффективностью, позволяющей их постоянное присутствие в активной зоне, в течение всей кампании маневрирования, без заметного искажения распределений энерговыделения и выгорания. Эта задача наиболее успешно может быть решена в реакторе ВВЭР-1200, в котором имеется большое количество (121) ОР СУЗ, размещенных во всех ячейках активной зоны, кроме ТВС, граничащих с выгородкой. Существенная часть из них может быть заменена серыми ОР СУЗ без ущерба для аварийной защиты. В реакторе ВВЭР-1200 (как и в других проектах ВВЭР) предусмотрено также большое количество on-line датчиков энерговыделения в активной зоне (фиг. 10), в сравнении с реакторами типа PWR, в которых количества ОР СУЗ и on-line датчиков значительно меньше [7]. Т.е. признаком новизны технического решения можно считать то, что кажущаяся избыточность ОР СУЗ и датчиков энерговыделения в ВВЭР-1200 в сравнении с PWR, для базового режима эксплуатации, обоснована как существенное преимущество для нового способа маневрирования мощностью. Заметим, что действующие проекты ВВЭР и PWR с небольшим количеством черных ОР СУЗ лишены возможности использования "серых" ОР СУЗ, однако они могут получить другие преимущества предлагаемого способа маневрирования (см. пункт 2.1).
Фиг. 3 показывает аксиальные распределения энерговыделения в характерных ТВС 10, 11, 15, 17 (FA 10, FA 11, FA 15, FA 17) и в среднем по активной зоне, для начала (BOC) и конца (EOC) стационарной кампании реактора (при N=Nnom и G=Gnom), для трех различных схем: без аксиального профилирования поглощающих/размножающих свойств (подрисунки 3a, 3d), с аксиальным профилированием (подрисунки 3b, 3e) и с постоянно введенными в активную зону серыми ОР СУЗ (подрисунки 3c, 3f). Здесь аксиальное профилирование реализовалось одним из традиционных методов - путем отказа от выгорающего поглотителя или снижения его концентрации на небольших торцевых участках сверху и снизу ТВС. Визуальное сравнение подрисунка 3a, с другими подрисунками показывает, что использования аксиального профилирования обеспечивает более высокую эффективность ОР СУЗ вблизи торцов активной зоны. Расчеты подтверждают, что это приводит к примерно на 40% меньшим интегральным перемещениям и количествам отдельных перемещений ОР СУЗ, которые участвуют в маневрировании. Меньшие перемещения ОР СУЗ меньше искажают локальную мощность в активной зоне, тем более с выбранными серыми ОР пониженной эффективности (фиг. 2d), что, очевидно, благоприятно для прочности твэлов, а также способствуют повышению ресурса приводов СУЗ. Это особенно актуально в режимах маневрирования, обеспечиваемых органами СУЗ без участия других традиционных средств, т.е. при СВ=const, Р2=const, для способа маневрирования ΔT=const. Повышение ресурса приводов СУЗ, как и возможное смягчение скачков мощности в топливе при маневрировании мощностью, является новым качеством аксиального профилирования. Известно, что аксиальное профилирование ТВС применяется на некоторых энергоблоках PWR и ВВЭР для небольшого снижения аксиальной неравномерности энерговыделения и улучшения топливоиспользования. Таким образом, побочный экономический эффект аксиального профилирования, оцениваемый расчетами примерно в 1% увеличения длительности кампании реактора, ускорит окупаемость внедрения предлагаемых инноваций.
На подрисунках 3с, f показаны аксиальные распределения энерговыделения в режиме с частично введенными в активную зону, на постоянной основе, серыми ОР СУЗ, которые выполняют роль оперативного запаса регулирования, в частности при выходе на номинальную мощность из йодной ямы. Известно, что в ВВЭР и PWR обычно не используют постоянно введенные ОР СУЗ в активную зону (кроме рабочей группы) из-за искажений распределений энерговыделения и выгорания [8, 9]. Обычно при плановых маневрах, заблаговременно (за несколько часов до снижения мощности) вводят ОР СУЗ для создания оперативного запаса, снижая СВ водообменом. При последующем повышении мощности и выходе из йодной ямы эти ОР СУЗ извлекаются. Однако для внеплановых внезапных маневров по требованию оператора энергосети и при обеспечении более одного маневра в сутки требуется постоянное наличие оперативного запаса реактивности. Специально подобранные свойства погруженных серых ОР СУЗ, а именно весьма слабая их эффективность (1/3 от черных ОР СУЗ, фиг. 2d), и равномерное размещение в активной зоне (фиг. 5) обеспечивают незначительные искажения распределений энерговыделения (фиг. 4) и выгорания. В частности не возникло необходимости даже изменять принятые в изначальном проекте (без постоянно введенных серых ОР СУЗ) схемы размещения ТВС и схемы перегрузок топлива в активной зоне. А наиболее значимые, но по сути небольшие искажения энерговыделения и выгорания ТВС 10 второго года работы и ТВС 15 первого года работы, полностью компенсируются в последующих загрузках, до их выгрузки из активной зоны, что показывает равномерное аксиальное распределение энерговыделения в ТВС 11 (фиг. 3с, 3f), которая перегружена из ячейки 10 (15--->10--->11).
Таким образом, фиг. 3 поясняет возникновение новых качеств при новом способе маневрирования мощностью (ΔT=const) для двух известных технических решений: аксиальное профилирование ТВС (новое качество - повышение ресурса приводов СУЗ) и дополнительный оперативный запас регулирования (новое качество - постоянное присутствие ОР СУЗ малой эффективности в активной зоне, практически не вызывающее искажений в распределениях энерговыделения и выгорания). Оба новых качества - слабо действующие, с точки зрения их известных ранее проявлений, однако, они становятся достаточно эффективными благодаря новому средству воздействия на реактивность G при реализации способа маневрирования ΔT=const.
Важным признаком новизны предлагаемой технологии маневрирования является также возможность совместного использования быстродействующего оперативного запаса реактивности из трех взаимно усиливающих составляющих (серые ОР СУЗ, Δg(подпункт 2.4.2) и Δt=f(P2)).
На фиг. 4 изображены распределения энерговыделения по ТВС (Kq для BOC и EOC) в секторе симметрии 60° активной зоны для стационарной топливной загрузки. При этом серые ОР СУЗ частично введены в активную зону в качестве постоянного оперативного запаса реактивности в течение кампании маневрирования мощностью. Видно, что неравномерности энерговыделения Kv и Kq невелики и практически не превышают значений, реализующихся без использования серых ОР СУЗ.
На фиг. 5 показано размещение черных и серых поглотителей в ячейках сектора симметрии 60° активной зоны. Номера групп ОР СУЗ совпадают с номерами ячеек (если ОР СУЗ имеются в этих ячейках). Такое размещение поглотителя здесь имеет назначение продемонстрировать реальную достижимость заявляемых преимуществ нового способа маневрирования. В принципе, оптимальное размещение поглотителя зависит от конкретной топливной компоновки и алгоритма перемещения ОР СУЗ, которые могут быть модифицированы в дальнейшем.
Фигуры 6-9 имеют общие признаки. На фигурах 6-9 показаны типичные изменения основных параметров маневрирования для способа ΔТ = const для начала (ВОС) и конца выгорания (ЕОС, 94.5% от длительности стационарной кампании реактора). Представлены варианты без изменения СВ (ΔСВ=0 г/кг), с поддержанием, в основном, постоянного подогрева ΔТ=const за счет синхронного изменения мощности N реактора и расхода теплоносителя ΔG=ΔN. Демонстрируется позитивное влияние небольших кратковременных отклонений расхода Δg (и, соответственно, отклонений от постоянного значения подогрева). Демонстрируется также влияние изменения температуры на входе Δt (от 0 до 7.2°C) в активную зону за счет изменения давления второго контура Р2. В этих вариантах моделировалось аксиальное профилирование и выгорание с постоянно введенными серыми ОР СУЗ (фиг. 3с, 3f). Изменения параметров маневрирования представлены на одном из 6 подрисунков, сверху вниз для каждой из этих фигур, со следующими обозначениями на осях абсцисс:
a) «N, G, %» - показывает изменение мощности реактора (N) и расхода теплоносителя (G) в процентах от своих номинальных (рабочих) значений;
b) «АО, Δt» - показывает изменение аксиального оффсета (АО, в абсолютных процентах) и изменение температуры на входе в активную зону (Δt, °С), которое обеспечивается изменением Р2;
c) «Kv, Kq, rel.un.» - показывает изменение (в относительных единицах) коэффициентов неравномерности энерговыделения по объему (Kv) и ТВС (Kq) активной зоны;
d) «Ro, ΔCB» - показывает близкие к нулю значения реактивности (Ro, % Δk/k), т.е. демонстрируется, что реактивность компенсируется работой средств воздействия на реактивность без участия борной системы, т.е. ΔCB=0 (или CB=const);
e) и f) «H_RG, %» - показывает изменение положения групп черных (B), комбинированных (G&B, G&Z) и серых (G) механических ОР СУЗ, размещение которых в плане активной зоны соответствует фигуре 5, а схемы размещения поглощающих элементов (ПЭЛ) в плане ТВС соответствует фигурам 2a и 2d. Перемещения многих ОР СУЗ в активной зоне требует надежного on-line мониторинга энерговыделения и подогрева в ТВС, что обеспечено в ВВЭР в большей степени, чем в PWR (фиг. 10).
На фиг. 6 представлен вариант для ВОС, с кратковременным отклонением расхода Δg ≈ 9 абс.% Gnom, без изменения температуры на входе Δt=0°C (Δt=f(Р2)), ΔСВ=0 г/кг, с компенсирующими перемещениями ОР СУЗ (H_RG). Небольшое отклонение от поддержания постоянного подогрева (через Δg) реализовано здесь для обеспечения лучшего АО. А именно, при снижении мощности до 50% Nnom в промежутке времени от 9 до 11 часов (см. выделение на подрисунке «N, G, %») расход был повышен на Δg ≈ 9 абс.% Gnom. Это обеспечило значение АО в узком диапазоне (-4.2, 0.0) %, тогда как без такого отклонения подогрева Δg изменение АО было реализовано в более широком диапазоне (-10.3, 0.0) %, что менее предпочтительно с точки зрения пролонгированной стабилизации параметров.
На фиг. 7 представлен вариант демонстрации возможностей (на примере ЕОС), с широким диапазоном изменения входной температуры (через Р2) tin (Δt=±7.2°C) и ΔСВ=0 г/кг. Такой вариант можно реализовать на практике при соответствующем изменении проектных требований к парогенератору. Однако его результат - маневрирование мощностью для двух, наиболее востребованных графиков 100-70-100 Nnom и 100-50-100 Nnom, в принципе возможно без использования органов СУЗ, с компенсацией реактивности изменением ΔG, и Δt=f(Р2). Показано также, что именно поддержание (почти) постоянного подогрева ΔТ=const является ключевым фактором, так как при этом параметры маневрирования AO, Kv, Kq почти не изменяются даже при значительном изменении tin (Δt).
На фиг. 8 представлен вариант для ЕОС, с меньшим, чем на фиг. 7, диапазоном изменения температуры на входе в активную зону (как функции от Р2) tin (Δt=±3°C) и ΔСВ=0 г/кг. Его результат демонстрирует возможность маневрирования мощностью для наиболее востребованного графика 100-70-100% Nnom без использования органов СУЗ, с компенсацией реактивности изменением Δg, и Δt (через ΔР2). Для менее востребованного графика с более глубокой разгрузкой 100-50-100% Nnom требуется небольшое перемещение ОР СУЗ (см. фиг. 8, подрисунки «H_RG, %»). Кроме того, данная фигура демонстрирует использование отклонения от поддержания постоянного подогрева при маневрировании мощностью в качестве оперативного запаса положительной реактивности при повышении мощности и выходе из йодной ямы (см. фиг. 8, подрисунок «N, G, %» в моменты времени 4 и 15 ч.).
На фиг. 9 представлен вариант, подобный фигуре 8, с тем отличием, что давлением P2 отрабатывается еще меньший диапазон изменения температуры на входе в активную зону (Δt=±2.5°C) и без отклонения от поддержания постоянного подогрева. Его результат также демонстрирует возможность маневрирования мощностью с небольшими перемещениями органов СУЗ (см. фиг. 9, подрисунки «H_RG, %»). Возможно также использовать и несимметричный диапазон Δt, с кратковременными более высокими отклонениями давления ΔР2 и Δt, например [ - 4, +3] °C, что даст определенную выгоду.
На фиг. 10 представлена картограмма размещения 54×7 нейтронных детекторов прямой зарядки (ДПЗ) в 54 ТВС и семи слоях по высоте активной зоны реактора ВВЭР-1200 в ТВС с символом D, и температурных датчиков - 54 термопар (ТП), размещенных в этих же ТВС. Данная система on-line мониторинга энерговыделения и подогрева в ТВС обеспечивает on-line восстановление их распределений во всех 163 ТВС активной зоны в 16 слоях по высоте активной зоны. Большое количество таких датчиков типично для реакторов типа ВВЭР, что проявляется как преимущество в маневренных режимах с перемещениями ОР СУЗ в активной зоне (см. например фиг. 6, 8, 9), в отличие от реакторов типа PWR, в которых имеется значительно меньшее число подобных датчиков [7].
4. Признаком изобретения является
Признаком наиболее эффективного использования изобретения является изменение расхода теплоносителя G через реактор при маневрировании мощности так, чтобы подогрев в активной зоне поддерживался постоянным или близким к постоянному значению. При этом достигается благоприятный баланс между эффективностями средств воздействия (ОР СУЗ, Δt=f(ΔP2), ΔСВ, Δg), с одной стороны - достаточными для компенсации реактивности, но с другой стороны - слабо возмущающими параметры маневрирования. Т. е. реализуются небольшие скачки температуры Δt, давления ΔP2 и расхода Δg, малые количества ЖРО при небольших изменениях ΔСВ, небольшие скачки энерговыделения в твэлах при небольших перемещениях ОР СУЗ (что благоприятно для ресурса механических приводов СУЗ). Признаком изобретения является также возможность реализации наиболее востребованных графиков маневрирования без использования отдельных средств воздействия, например, без изменения СВ и без перемещений ОР СУЗ, и в других комбинациях. Отсутствие перемещений ОР СУЗ наиболее благоприятно для повышения ресурса приводов СУЗ, и для устранения скачков мощности в топливе.
5. Основные варианты осуществления изобретения:
5.1. Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR, отличающийся тем, что вводят новое средство воздействия на реактивность - расход теплоносителя через реактор. Для этого используют ГЦН с регулированием расхода либо отключение ГЦН при снижении мощности.
Как частный случай, поддерживают постоянную величину подогрева теплоносителя в реакторе. Это компенсирует наиболее существенную часть реактивности (мощности) максимально допустимым изменением расхода, а также предотвращает возникновение ксеноновых колебаний при маневрировании. Оставшуюся часть реактивности компенсируют совокупностью других - традиционных средств воздействия на реактивность (давление второго контура, влияющее на температуру первого контура, перемещение ОР СУЗ, концентрация борной кислоты в теплоносителе). Доли соучастия различных средств в маневрировании, в том числе и отказ от использования отдельных средств, выбирают исходя из допустимых отклонений параметров маневрирования, таких как скачки температуры и давления в первом и втором контурах, влияющие на ресурс оборудования и КПД. Для расчетов используют специальную методику, например программу БИПР-7 или его аналоги.
Неизвестный ранее результат - существенное благоприятное влияние изменения расхода на реактивность (мощность) и неравномерности энерговыделения в активной зоне (в частности, предотвращение ксеноновых колебаний), в совокупности с известным благоприятным влиянием на скачки температуры и давления в первом и втором контурах.
5.2. Способ по пункту 5.1, отличающийся тем, что используют главные циркуляционные насосы с регулируемым расходом теплоносителя и с максимальным расходом выше номинального, варьируют текущий расход, к примеру, на 5-10%, в качестве оперативного запаса реактивности, в диапазоне между минимально допустимым и максимальным значениями расхода, которые определяют для каждого конкретного уровня мощности. Таким образом вводят требуемую небольшую и кратковременную (например, на 2-3 часа) положительную или отрицательную реактивность при маневрировании, в том числе для выхода из йодной ямы, либо для улучшения аксиального оффсета энерговыделения. В конце кампании реактора расход теплоносителя повышают до максимального значения для продления кампании.
5.3. Способ по пп. 5.1 и 5.2, отличающийся тем, что выбирают "серые" ОР СУЗ таким образом, что их частичное погружение в активную зону на всю борную кампанию обеспечивает, с одной стороны - оперативный запас реактивности для маневрирования, а с другой стороны - низкие неравномерности энерговыделения и выгорания в активной зоне. В совокупности с оперативным запасом реактивности по п. 5.2 это позволяет обеспечить внеплановые графики маневрирования и продлить режимы маневрирования практически до конца кампании реактора. В конце борной кампании реактора серые ОР СУЗ извлекают из активной зоны для продления кампании.
5.4. Способ по пп. 5.2 и 5.3, отличающийся тем, что общее количество одиночных перемещений ОР СУЗ и общей длины их перемещения в активной зоне уменьшают путем уплощения аксиального распределения энерговыделения за счет аксиального профилирования нейтронно-поглощающих/размножающих свойств тепловыделяющих сборок. Это повышает ресурс приводов СУЗ и снижает скачки мощности на твэлах.
5.5. Возможность реализации предлагаемого способа по пунктам 5.1-5.4 подтверждена расчетами, выполненными на примере ВВЭР-1200 АЭС-2006, основные результаты которых представлены на фиг. 1, 6, 7, 8 и 9 (см. подробное описание рисунков в разделе 3) и в пунктах 2.4, 2.5.
6. Промышленная применимость
Наиболее целесообразно предложенные решения использовать для применения на ядерных энергетических водо-водяных реакторах на тепловых нейтронах типа ВВЭР и PWR.
Литература
[1] Technical and Economic aspects of load following with nuclear power plants. OECD, Nuclear Energy Agency, Nuclear development, June 2011, www.oecd-nea.org.
[2] EUR. European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants. Volumes 1, 2&4 Rev. D, October2012.
[3] Али Башарат. Повышение надежности и маневренности энергоблоков с водо-водяными реакторами за счет регулирования расхода теплоносителя. Диссертация на степень кандидата технических наук, 2002 г. Научная библиотека диссертаций и авторефератов.
http://www.dissercat.com/content/povyshenie-nadezhnosti-i-manevrennosti-energoblokov-s-vodo-vodyanymi-reaktorami-za-schet-reg#ixzz5DTPGrUbd.
[4] Cameron Liam, McCord S.B. Examination of the conversion of the U.S. Submarine Fleet from Highly Enriched Uranium to low enriched uranium”. Massachusetts Institute of Technology, 2013 http://citeseerx.ist.psu.edu/viewdoc/download?doi=10.1.1.914.8455&rep=rep1&type=pdf
[5] А.С. Зыков. Технико-экономические аспекты обоснования применения высоковольтного частотно-регулируемого электропривода на насосах ГЦНА, ПЭН, КЭН и ЦН в новых и перспективных проектах АЭС с ВВЭР с учетом новых требований по маневренным режимам, 8-я Международная научно-техническая конференция МНТК-2013. Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, Подольск, ОКБ Гидропресс, 28-31 мая 2013 г. http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2013/autorun/article74-ru.htm
[6] М.В. Гариевский, В.А.Хрусталев. Частотно-регулируемые приводы ГЦН как средство адаптации энергоблоков АЭС с ВВЭР к требованиям энергосистем. Саратовский государственный технический университет им. Ю.А.Гагарина. Саратовский научный центр РАН. 11 октября 2017 г.
http://izron.ru/articles/tekhnicheskie-nauki-tendentsii-perspektivy-i-tekhnologii-razvitiya-sbornik-nauchnykh-trudov-po-itoga/sektsiya-5-energetika-i-energeticheskie-tekhnika-i-tekhnologii-spetsialnost-05-14-00/chastotno-reguliruemye-privody-gtsn-kak-sredstvo-adaptatsii-energoblokov-aes-s-vver-k-trebovaniyam-e/
[7] G. Ponomarenko. Innovation in Power Maneuvering Mode for NPP AES-2006 with WWER-1200 reactor. (На английском языке). // Тяжелое машиностроение. 2018 г. №3. с. 16-24.
[8] С.П. Аверьянова, А.А. Дубов, К.Б. Косоуров, П.Е. Филимонов. Развитие способов управления ВВЭР-1200/1300 в суточном графике нагрузки. // Атомная Энергия. 2013 г., том 114, вып. 5, с. 249-253.
[9] С.П. Аверьянова, П.Е. Филимонов и др. Суперпозиция интегральных и аксиальных ксеноновых колебаний и устойчивость энерговыделения активной зоны ВВЭР-1000. // Атомная Энергия. 2011 г., том 111, вып.1, с. 8-13.
[10] G.L. Ponomarenko, D.O. Veselov, D.N. Ermakov. Peculiarities of Neutronics Characteristics of Integral Reactor WWER of Small Capacity. (In English). VANT, "Problems of Atomic Science and Engineering. Series: Physics of Nuclear Reactors". 2016, Issue 2, pp. 77-86. http://www.nrcki.ru/files/pdf/1506084143.pdf.
Claims (4)
1. Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR, заключающийся в использовании совокупности средств воздействия на реактивность реактора и на технологические параметры маневрирования: рабочие органы системы управления и защиты, борная кислота, давление второго контура, отличающийся тем, что мощность (реактивность) регулируют также изменением расхода теплоносителя через реактор; как частный случай - поддерживают постоянную величину подогрева теплоносителя в реакторе в пределах допустимых отклонений, при этом доли участия различных средств воздействия выбирают исходя из допустимых отклонений параметров маневрирования и предотвращения ксеноновых колебаний.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что используют главные циркуляционные насосы с регулируемым расходом теплоносителя и с максимальным расходом выше проектного номинального, варьируют текущий расход в качестве оперативного запаса реактивности в диапазоне между минимально допустимым и максимальным значениями расхода, которые определяют для каждого конкретного уровня мощности; в конце кампании реактора расход теплоносителя повышают до максимального значения производительности главных циркуляционных насосов.
3. Способ по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что выбирают "серые" механические органы регулирования таким образом, что их частичное погружение в активную зону на всю борную кампанию обеспечивает, с одной стороны, оперативный запас реактивности для маневрирования, а с другой стороны - низкие неравномерности энерговыделения и выгорания в активной зоне; в конце борной кампании реактора их извлекают из активной зоны.
4. Способ по пп. 2 и 3, отличающийся тем, что общее количество одиночных перемещений механических органов регулирования и общей длины их перемещения в активной зоне уменьшают за счет аксиального профилирования нейтронно-поглощающих/размножающих свойств тепловыделяющих сборок.
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018117898A RU2675380C1 (ru) | 2018-05-15 | 2018-05-15 | Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR |
PCT/RU2019/000293 WO2019221633A1 (ru) | 2018-05-15 | 2019-04-24 | Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ввэр и pwr |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018117898A RU2675380C1 (ru) | 2018-05-15 | 2018-05-15 | Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2675380C1 true RU2675380C1 (ru) | 2018-12-19 |
Family
ID=64753304
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2018117898A RU2675380C1 (ru) | 2018-05-15 | 2018-05-15 | Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2675380C1 (ru) |
WO (1) | WO2019221633A1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2740641C1 (ru) * | 2020-06-10 | 2021-01-19 | Федеральное государственное казенное военное образовательное учреждение высшего образования "Военный учебно-научный центр Военно-Морского Флота "Военно-морская академия им. Адмирала Флота Советского Союза Н.Г. Кузнецова" | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора |
RU2798456C1 (ru) * | 2019-12-12 | 2023-06-23 | Фраматом Гмбх | Способ управления атомной электростанцией и контроллер |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2291503C1 (ru) * | 2005-06-02 | 2007-01-10 | Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ВНИИАЭС) | Способ первичного регулирования частоты переменного электрического тока в энергосистеме с участием энергоблоков аэс |
US20120155594A1 (en) * | 2010-12-16 | 2012-06-21 | Malloy John D | Control system and method for pressurized water reactor (pwr) and pwr systems including same |
RU2457558C1 (ru) * | 2011-04-25 | 2012-07-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора |
EP3133611A2 (en) * | 2011-05-17 | 2017-02-22 | Babcock & Wilcox Nuclear Energy, Inc. | Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control |
-
2018
- 2018-05-15 RU RU2018117898A patent/RU2675380C1/ru active
-
2019
- 2019-04-24 WO PCT/RU2019/000293 patent/WO2019221633A1/ru active Application Filing
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2291503C1 (ru) * | 2005-06-02 | 2007-01-10 | Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ВНИИАЭС) | Способ первичного регулирования частоты переменного электрического тока в энергосистеме с участием энергоблоков аэс |
US20120155594A1 (en) * | 2010-12-16 | 2012-06-21 | Malloy John D | Control system and method for pressurized water reactor (pwr) and pwr systems including same |
RU2457558C1 (ru) * | 2011-04-25 | 2012-07-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора |
EP3133611A2 (en) * | 2011-05-17 | 2017-02-22 | Babcock & Wilcox Nuclear Energy, Inc. | Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2798456C1 (ru) * | 2019-12-12 | 2023-06-23 | Фраматом Гмбх | Способ управления атомной электростанцией и контроллер |
RU2740641C1 (ru) * | 2020-06-10 | 2021-01-19 | Федеральное государственное казенное военное образовательное учреждение высшего образования "Военный учебно-научный центр Военно-Морского Флота "Военно-морская академия им. Адмирала Флота Советского Союза Н.Г. Кузнецова" | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO2019221633A1 (ru) | 2019-11-21 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Zhang et al. | Economic potential of modular reactor nuclear power plants based on the Chinese HTR-PM project | |
US4717528A (en) | Control rod control system | |
Shimjith et al. | Spatial stabilization of advanced heavy water reactor | |
Franceschini et al. | Advanced operational strategy for the IRIS reactor: Load follow through mechanical shim (MSHIM) | |
RU2675380C1 (ru) | Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR | |
JPH0212099A (ja) | 加圧水型原子炉の出力復帰能力の決定及び算定方法 | |
KR910003805B1 (ko) | 원자력 발전소의 제어 방법 | |
Maksimov et al. | Principles of controlling fuel-element cladding lifetime in variable VVER-1000 loading regimes | |
Ватаман et al. | Analysis of models of an automatic power control system for a pressurized water reactor in dynamic mode with a change in the static control program | |
JP2018084558A (ja) | 制御棒ユニット、原子炉、燃料位置決定システム及び燃料位置決定方法 | |
Filimonov et al. | VVER-1200 tests in No. 6 unit of the Novovoronezh NPP during operation in a daily load schedule | |
CN113823427B (zh) | 一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法 | |
US3766007A (en) | Method for the control of a boiling water reactor and a boiling water reactor for performing said method | |
JPH0213892A (ja) | 加圧水型原子炉の緊急停止余裕の決定及び算定方法 | |
Maksimov et al. | Control of the axial offset in a nuclear reactor at power maneuvering | |
Stewart et al. | Pathways to Cost-effective Advanced Nuclear Technology | |
Trunov et al. | Steam generators–horizontal or vertical (which type should be used in nuclear power plants with VVER?) | |
US2967809A (en) | Method and apparatus for controlling direct-cycle neutronic reactors | |
RU2743211C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
Soloviev et al. | Investigation of algorithms for suppressing xenon oscillations in a VVER-1200 reactor | |
JP7434559B2 (ja) | 原子力発電所を制御する方法および制御装置 | |
JP7267093B2 (ja) | 原子力発電プラントの制御装置、原子力発電プラントおよび原子力発電プラントの制御方法 | |
Hoang et al. | Conceptual design of a small-pressurized water reactor using the AP1000 fuel assembly design | |
US10706978B2 (en) | Core of boiling water reactor | |
Ponomarenko | Innovation in Power Maneuvering Mode for NPP Hanhikivi with WWER-1200 reactor |