RU2740641C1 - Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора - Google Patents
Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2740641C1 RU2740641C1 RU2020120185A RU2020120185A RU2740641C1 RU 2740641 C1 RU2740641 C1 RU 2740641C1 RU 2020120185 A RU2020120185 A RU 2020120185A RU 2020120185 A RU2020120185 A RU 2020120185A RU 2740641 C1 RU2740641 C1 RU 2740641C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- regulator
- temperature
- coolant
- maintains
- Prior art date
Links
- 230000009467 reduction Effects 0.000 title description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 47
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 11
- 230000008859 change Effects 0.000 claims description 7
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims description 5
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 abstract description 2
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 abstract 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 7
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 6
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 5
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 description 3
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 238000005457 optimization Methods 0.000 description 1
- 210000000056 organ Anatomy 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к средству управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных ядерных реакторных установок. В изобретении используются два автономных автоматических регулятора. Один автоматический регулятор поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора путем изменения выработки мощности. Второй автоматический регулятор поддерживает среднюю температуру теплоносителя путем изменения отбора мощности теплоносителем реактора. Возможен режим управления работой ядерного реактора, при котором отключают второй регулятор в момент включения в работу первого регулятора, который поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора, а включают второй регулятор в момент окончания действия первого регулятора, поддерживающего температуру теплоносителя на выходе реактора. Техническим результатом является возможность безопасно экстренно снизить мощность ядерного реактора, повысить тактико-технические характеристики реактора, увеличить ресурс и кпд турбины и всей энергетической установки, а также уменьшение суммарного перемещения регулирующих органов в процессе эксплуатации, что увеличит их ресурс, повышение маневренности реактора на энергетических уровнях мощности, снижение термических напряжений в его конструкциях. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Настоящее изобретение относится к области систем управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных ядерных реакторных установок.
Цель изобретения - безопасное экстренное снижение мощности ядерного реактора и повышение эффективности эксплуатации ядерной энергетической установки, путем поддержания постоянной температуры теплоносителя на входе реактора, использования свойств саморегулирования реактора в переходных режимах работы, снижения количества включений исполнительных механизмов регулирующих органов, увеличения их ресурса, повышения маневренности установки.
Уровень техники
Из существующего уровня техники известны:
Способ управления ядерным реактором путем поддержания заданной температуры теплоносителя за счет изменения мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, а также изменением циркуляции теплоносителя реактора. [Плютинский В.И., Погорелов В.И. Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС.- М.: Энергоатомиздат, 1983. Стр. 174, рис. 9.12].
Недостатком данного способа является отсутствие регулирования средней температуры реактора или температуры теплоносителя на входе реактора, что приводит к увеличению количества включений исполнительных механизмов регулирующих органов, сокращению их ресурса. Кроме того, неисправности элементов контроля температуры и расхода питательной воды, которые не должны влиять непосредственно на количество вырабатываемой энергии, влекут за собой изменение мощности ядерной энергетической установки.
Наиболее близким по технической сущности способом, у которого отсутствуют недостатки аналога, является способ управления ядерной энергетической установкой путем поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, а также изменением циркуляции теплоносителя реактора [Г.П. Юркевич. Принципы управления реакторами с регулируемой циркуляцией теплоносителя. // Атомная энергия. 2002. Т. 93. Вып. 3. Рисунок стр. 192, текст стр. 194-196].
Известный способ имеет следующие недостатки. Ошибки расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и т.п.снижают эксплуатационное качество пара, кпд установки. Поддержание постоянной температуры теплоносителя на входе реактора предпочтительно для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Отсутствие поддержания средней температуры теплоносителя водо-водяного реактора ведет к снижению использования свойства саморегулирования реактора в переходных режимах работы, увеличению количества включений исполнительных механизмов регулирующих органов, сокращению их ресурса, снижает возможности повышения маневренности установки.
Раскрытие изобретения
Сущность изобретения заключается в возможности управления ядерным реактором посредством поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением выработки мощности ядерного реактора путем управления автоматическим регулятором органов изменения реактивности, измерения параметров теплоносителя первого контура.
Техническим результатом заявленного изобретения является повышение тактико-технических характеристик реактора, увеличение ресурса и кпд турбины и всей энергетической установки, использование свойства саморегулирования реактора в переходных процессах, маневрах мощности, уменьшение суммарного перемещения регулирующих органов в процессе эксплуатации, что увеличивает их ресурс, а также позволяет повысить маневренность реактора на энергетических уровнях мощности, снизить термические напряжения в его конструкциях.
Технический результат достигается путем использования двух автономных автоматических регуляторов.
Один автоматический регулятор поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора путем изменения выработки мощности. Это позволяет регулировать температуру пара в оптимальном диапазоне, повышая кпд энергетической установки.
Второй автоматический регулятор поддерживает среднюю температуру теплоносителя путем изменения отбора мощности теплоносителем реактора. При этом поддерживается температурный и реактивностный режим работы реактора в заданных оптимальных пределах.
Задачей изобретения является: устранение недостатков известных способов управления ядерным реактором, в частности, ошибок расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и оптимизация эксплуатационных качеств пара.
Краткое описание и устройство
В предложенном техническом решении действуют два автономных автоматических регулятора.
Реализация предлагаемого способа представлена на Фигуре 1 с пояснениями в описании, где использованы следующие обозначения:
1 - устройство включения блокировки; 2 - блок управления автоматическим регулятором мощности реактора; 3 - исполнительный механизм автоматического регулятора; 4 - ядерный реактор; 5 - парогенератор; 6 - блок управления циркуляционным насосом теплоносителя реактора; 7 - задатчик режима работы ядерного реактора; 8 - блок управления корректором задатчика скорости циркуляционного насоса; 9 - корректор задания скорости циркуляционного насоса; 10 - задатчик скорости циркуляционного насоса; 11 - алгебраический сумматор; 12 - измеритель скорости циркуляционного насоса; 
- сигнал уставки температуры теплоносителя на выходе реактора; 
- сигнал температуры теплоносителя на выходе реактора; 
- сигнал отклонения температуры теплоносителя на выходе реактора от своей уставки; 
- сигнал температуры теплоносителя на входе реактора; 
- сигнал уставки средней температуры теплоносителя; 
- сигнал вычисленной средней температуры теплоносителя; 
- сигнал отклонения средней температуры теплоносителя от своей уставки.
Принцип работы
Задатчик режима работы 7 в соответствии с заданной мощностью ядерного реактора устанавливает в задатчике 10 заданную скорость циркуляции теплоносителя. Разность между измеренной блоком 12 и заданной скоростью циркуляции теплоносителя с алгебраического сумматора 11 поступает в блок управления 6, который, управляя насосом, устанавливает циркуляцию теплоносителя равной заданному значению.
В соответствии с заданной мощностью реактора задатчик режима 7 устанавливает величину уставки температуры 
теплоносителя на выходе реактора. Разность Δt0 между измеренной температурой 
теплоносителя на выходе реактора, а следовательно, на входе парогенератора, и своей уставкой 
поступает на вход блока 2 управления автоматическим регулятором мощности реактора, который будет управлять своим исполнительным механизмом 3 до момента, когда измеренная температура 
станет равной своей уставке 
с заданной погрешностью.
Одновременно сигналы 
и температуры 
теплоносителя на входе реактора формируют вычисленный сигнал средней температуры 
теплоносителя. Если сигнал 
будет отличаться от своей уставки 
то сигнал их разности 
через блок управления 8 поступит в корректор 9 задания скорости циркуляционного насоса, который будет изменять сигнал задатчика 10, а тем самым ее фактическую величину циркуляции теплоносителя до установления средней температуры теплоносителя равной ее уставке.
В процессе коррекции сигнала задатчика 10 отклонение температуры теплоносителя на выходе реактора может выйти за рамки допустимого значения. Это может привести к включению блока управления 2. В этом случае по сигналу устройства 1 включения блокировки через блок управления 8 корректором задатчика скорости циркуляционного насоса корректор 9 задатчика скорости циркуляции теплоносителя отключается. Включение корректора 9 произойдет только тогда, когда сигнал управления блоком 2 станет меньше его зоны нечувствительности. Такая блокировка одного из регуляторов исключает возможности возникновения автоколебаний при одновременной работе двух автоматических регуляторов, влияющих на изменение взаимозависимых параметров.
Claims (2)
1. Способ управления ядерным реактором, состоящий в поддержании заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением выработки мощности ядерного реактора путем управления автоматическим регулятором органами изменения реактивности, отличающийся тем, что дополнительно вводят второй автоматический регулятор, отбирающий мощность, и уставку средней температуры теплоносителя первого контура, формируют сигнал отклонения от этой уставки вычисленной средней температуры теплоносителя и по полученному сигналу управляют вторым автоматическим регулятором, который изменением циркуляции теплоносителя изменяет отбор мощности с реактора, осуществляя тем самым поддержание средней температуры теплоносителя.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно проводят включение и отключение второго регулятора, поддерживающего среднюю температуру теплоносителя, при этом отключают второй регулятор в момент включения в работу первого регулятора, который поддерживает температуру теплоносителя на выходе реактора, а включают второй регулятор в момент окончания действия первого регулятора, поддерживающего температуру теплоносителя на выходе реактора.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020120185A RU2740641C1 (ru) | 2020-06-10 | 2020-06-10 | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020120185A RU2740641C1 (ru) | 2020-06-10 | 2020-06-10 | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2740641C1 true RU2740641C1 (ru) | 2021-01-19 |
Family
ID=74184132
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2020120185A RU2740641C1 (ru) | 2020-06-10 | 2020-06-10 | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2740641C1 (ru) |
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5309487A (en) * | 1992-06-24 | 1994-05-03 | Westinghouse Electric Corp. | Mitigation of steam generator tube rupture in a pressurized water reactor with passive safety systems |
| CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
| 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 |
| 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 |
| RU2645719C1 (ru) * | 2017-02-20 | 2018-02-28 | Константин Иванович Головко | Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока аэс с турбонасосами прокачки теплоносителя |
| RU2675380C1 (ru) * | 2018-05-15 | 2018-12-19 | Григорий Леонидович Пономаренко | Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR |
| RU2697652C1 (ru) * | 2018-09-28 | 2019-08-16 | Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия |
| RU2706739C2 (ru) * | 2014-12-17 | 2019-11-20 | Дснс | Способ управления остановом водо-водяного ядерного реактора |
-
2020
- 2020-06-10 RU RU2020120185A patent/RU2740641C1/ru active
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5309487A (en) * | 1992-06-24 | 1994-05-03 | Westinghouse Electric Corp. | Mitigation of steam generator tube rupture in a pressurized water reactor with passive safety systems |
| CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
| 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 |
| 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 |
| RU2706739C2 (ru) * | 2014-12-17 | 2019-11-20 | Дснс | Способ управления остановом водо-водяного ядерного реактора |
| RU2645719C1 (ru) * | 2017-02-20 | 2018-02-28 | Константин Иванович Головко | Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока аэс с турбонасосами прокачки теплоносителя |
| RU2675380C1 (ru) * | 2018-05-15 | 2018-12-19 | Григорий Леонидович Пономаренко | Способ маневрирования мощностью ядерного энергетического реактора типа ВВЭР и PWR |
| RU2697652C1 (ru) * | 2018-09-28 | 2019-08-16 | Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2661753B1 (en) | System of controlling steam generator level during main feed-water control valve transfer for nuclear power plant | |
| Çelik et al. | Novel fuzzy 1PD-TI controller for AGC of interconnected electric power systems with renewable power generation and energy storage devices | |
| US4707324A (en) | Controlling the response of a pressurized water reactor to rapid fluctuations in load | |
| CN111780089B (zh) | 一种直流蒸汽发生器给水控制方法及系统 | |
| US20130263928A1 (en) | Condensate flow rate control device and condensate flow rate control method for power plant | |
| SE426756B (sv) | Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverk | |
| CN114465284B (zh) | 一种适应快速变化agc指令的机组负荷控制方法 | |
| RU2740641C1 (ru) | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора | |
| JPH0566601B2 (ru) | ||
| US12191044B2 (en) | Using xenon concentration in controlling a nuclear power plant | |
| US3253994A (en) | Method of controlling a nuclear reactor plant and apparatus therefor | |
| KR830001599B1 (ko) | 원자로 제어방법 | |
| US4187144A (en) | Nuclear reactor power supply | |
| US3947319A (en) | Nuclear reactor plants and control systems therefor | |
| CN116877974B (zh) | 机组负荷调整方法、装置、机组及介质 | |
| RU2529555C1 (ru) | Способ управления ядерным реактором | |
| Wang et al. | Optimization of control rod travel for a small pressurized water reactor | |
| JP2019148539A (ja) | 負荷追従装置及びそれを有する原子力発電プラント | |
| JP7809841B2 (ja) | 原子力プラントの連系制御システム、モジュール型原子力プラント及び連系制御方法 | |
| JPS6390605A (ja) | 蒸気発生プラントの制御装置 | |
| JP2002048891A (ja) | 炉心運転制御装置 | |
| Kotzab et al. | Controller Tests for Molten Salt Parabolic Trough Systems with Loop-Wise Control Valves | |
| WO2024236914A1 (ja) | 原子力発電プラント、原子力発電プラントの制御装置、並びに原子力発電プラントの制御方法 | |
| Xu et al. | Study on Water Level Response Characteristics and Control Strategy of Steam Generator in PWR Reactor Shutdown | |
| KR810001338B1 (ko) | 로오드 폴로우를 조절하기 위한 원자로 운전방법 |