Управление ядерной реакцией: .схемы управления – G21C 7/36

Изобретение относится к области управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных установок. Способ управления ядерным реактором осуществляется путем поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, посредством измерения параметров теплоносителя первого контура. Вводят уставку средней температуры теплоносителя первого контура, формируют сигнал отклонения от этой уставки вычисленной средней температуры теплоносителя и по полученному сигналу регулируют циркуляцию теплоносителя реактора, причем дополнительно вводят процесс включения и отключения регулятора средней температуры теплоносителя. При этом отключают регулятор средней температуры в момент включения в работу регулятора поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора, а включают - в момент окончания действия регулятора поддержания температуры теплоносителя на выходе реактора. Технический результат - устранение возможных ошибок расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и оптимизация эксплуатационных качеств пара, кпд. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области управления энергетическими стационарными и транспортными установками электростанций и станций теплоснабжения с любым видом горючего, в том числе ядерного горючего, и может быть использовано в системах разогрева энергетических установок с принудительной и естественной циркуляцией теплоносителя. Формируют разность сигналов измеренной и заданной скорости изменения температуры теплоносителя, затем интегрируют эту разность сигналов и осуществляют управление регулятором разогрева по сумме сигнала управления по мощности и сигнала результата интегрирования. Дополнительно формируют характеристику отбираемой мощности, затем по этой характеристике задают сигнал, характеризующий отбираемую мощность. При формировании характеристики отбираемой мощности дополнительно учитывают величину и скорость изменения расхода используемой среды второго контура. 2 ил.

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. Способ быстрого снижения мощности позволяет большинство остановок реактора по сигналам аварийной защиты (AЗ) перевести в режим предварительной защиты или быстрого глубокого регулируемого снижения мощности, что при сохранении уровня безопасности снизит вероятность экономических потерь, особенно в случае ложных срабатываний AЗ. Способ управления ядерным реактором заключается в регулировании мощности, в том числе снижении ее до уставки снижения мощности. По сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения и в зависимости от режима работы ядерного реактора изменяют регулируемый параметр. При этом вводят уставку подкритичности, уставку изменения уставки подкритичности, вычисляют реактивность, формируют сигнал отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и отклонение измеренной мощности от уставки снижения. Автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения регулируемого параметра от его заданного значения и включают на управление по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности. При уменьшении мощности до уставки изменения уставки подкритичности изменяют уставку подкритичности. Автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и включают на управление по отклонению измеренной мощности от уставки снижения мощности. По сигналу изменения уставки подкритичности уставку мощности изменяют до нуля. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. Способ управления ядерным реактором заключается в регулировании мощности по сигналам датчиков мощности путем управления по каналу введения положительной реактивности и по каналу введения отрицательной реактивности рабочими органами изменения реактивности. Канал регулятора управления регулятора введением положительной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно влияющего на изменение плотности потока нейтронов в области наименьшего энерговыделения или наибольшего запаса по энергонапряженности, а канал регулятора управления регулятора введением отрицательной реактивности подключают к приводу рабочего органа, наиболее сильно изменяющего плотность потока нейтронов в области наибольшего энерговыделения или наименьшего запаса по энергонапряженности. Области наименьшего и наибольшего энерговыделения или наибольшего и наименьшего запаса по энергонапряженности определяют по математической модели ядерного реактора, в котором имитация процессов ядерного реактора осуществляется синхронно с процессами, происходящими в ядерном реакторе. Технический результат - повышение точности управления распределением энерговыделения или запаса по энергонапряженности и регулирования мощности ядерного реактора, улучшение равномерности выгорания топлива, увеличение ресурса активной зоны, повышение безопасности ядерного реактора и расширение области применения. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов. Ведут обработку мощностного сигнала датчиков нейтронного потока, при которой мощностной сигнал подают на вход цифрового реактиметра, по изменению мощностного сигнала вычисляют реактивность. Обрабатывают выходной сигнал реактиметра с помощью микропроцессора, при этом вычисляют разность между последовательными во времени значениями реактивности. После достижения этой разности величины, не превышающей заданного значения, вычисляют установившийся период ядерного реактора по формуле «обратных часов». Технический результат - устраняются ложные срабатывания аварийной защиты по периоду, за счет ускорения введения сигнала аварийной защиты по периоду ядерного реактора сводится к минимуму вероятность возможных негативных последствий при аварийных ситуациях на ядерном реакторе. 1 ил.

Изобретение относится к способам регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации. Способ регулирования параметров ядерного реактора по сумме сигналов рассогласования между фактическими и заданными параметрами включает подачу сигнала с выходов первой и второй схем сравнения на соответствующие входы суммирующего усилителя и формирование суммирующего сигнала ошибки на управляющий ключ. В суммарный сигнал ошибки вводят дополнительный стабилизирующий сигнал-градиент эффективной температуры теплоносителя, вычисляемый по формуле:

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к электронному оборудованию систем группового и индивидуального управления органами регулирования системы управления и защиты ядерного реактора. Система состоит из множества идентичных каналов формирования команд управления, каналов силового управления. Каналы физически разделены один от другого. Каждый канал формирования команд управления включает устройство ввода входных сигналов, устройство формирования команд управления, устройство размножения сигналов, устройство оптической связи. Устройство формирования команд управления включает входной регистр, блок алгоритмов, блок мажоритарной обработки. Устройство размножения сигналов включает узел приема, смешивания команд и размножения, узел размножения команд аварийной защиты для блоков силового управления. Канал силового управления включает устройство приема команд управления, блоки силового управления (основной и резервный). Система построена таким образом, что каждый блок силового управления, как основной, так и резервный, получают свой путь прохождения сигналов АЗ от первого и второго комплектов защиты - устройство размножения сигналов для основного БСУ и устройство размножения сигналов для резервного БСУ. Технический результат - обеспечение устойчивости системы к наложению отказов, повышение быстродействия и надежности системы. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к системам релейного регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации. В схему регулирования реактора вводится блок вычисления стабилизирующего сигнала-градиента эффективной температуры теплоносителя, выход которого соединен с дополнительным третьим входом суммирующего усилителя. В результате изменения схемы достигается минимизация перетечек теплоносителя между 1 контуром и газовой системой компенсации при нестационарных и квазистатических режимах, что позволяет избежать термоциклического воздействия на оборудование. Изобретение направлено на повышение надежности оборудования реактора. 1 ил.

Изобретение относится к электронному оборудованию автоматизированных систем управления технологическими процессами и управляющих систем безопасности атомных электростанций (АЭС) и предназначено для обеспечения функций безопасности по управлению АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Управляющая цифровая система безопасности АЭС содержит множество идентичных обрабатывающих физически разделенных каналов считанных параметров. Каждый канал включает устройство ввода входных сигналов, устройство сравнения, устройство формирования управляющих сигналов, устройство выбора блокировок, устройство управления исполнительными механизмами, индивидуальные каналы управления исполнительными механизмами, каналы оптической связи, межканальные логические интерфейсные связи. В каждом канале принимают и преобразуют в цифровую форму множество входных сигналов, сравнивают цифровые значения считанных параметров с предварительно установленным цифровым значением, формируют, генерируют и передают управляющие сигналы технологических защит и блокировок в устройство выбора блокировок. Генерируют и передают сигналы управления исполнительными механизмами на соответствующее устройство. В этом устройстве генерируют сигналы активации исполнительных механизмов. Сигналы получают индивидуальные каналы управления исполнительными механизмами. Изобретение позволяет повысить устойчивость системы к наложению отказов, устойчивость и надежность связи, надежность системы в целом, повысить быстродействие системы, обеспечить ее гибкую настройку, совместить функции нормальной эксплуатации и защиты АЭС. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области систем управления и защиты ядерных энергетических реакторов. Устройство управления исполнительным механизмом ядерного реактора содержит n устройств контроля и управления, где n - количество групп регулирующих органов ядерного реактора, принятое, например, для реакторов типа ВВЭР-1000 равным 10, ключ группового управления, источник напряжения. В каждый из n блоков контроля и управления введены дополнительно первый, второй и третий управляемые ключи с двумя управляющими входами каждый, четвертый, пятый и шестой управляемые ключи с одним управляющим входом каждый, а также схема ИЛИ. Изобретение позволяет уменьшить количество одновременно перемещаемых по команде оператора регулирующих органов ядерного реактора, что повышает безопасность эксплуатации ядерного реактора. 2 ил.

Изобретение относится к области автоматического регулирования мощности ядерного реактора. Способ заключается в формировании регулирующим устройством управляющих сигналов «Больше» или «Меньше» на группу исполнительных механизмов, связанных с регулирующими органами ядерного реактора. При этом непрерывно изменяют положение регулирующих органов ядерного реактора. При наличии управляющего сигнала «Больше» формируют запрет на прохождение сигнала «Больше» к исполнительным механизмам, связанным с регулирующими органами, «убежавшими» в направлении движения более допустимой величины от регулирующего органа, занимающего минимальное положение по высоте, причем если количество таких исполнительных механизмов превышает три, то запрет формируют только на три исполнительных механизма. При наличии управляющего сигнала «Меньше» формируют запрет на прохождение сигнала «Меньше» к исполнительным механизмам, связанным с регулирующими органами, «убежавшими» в направлении движения более допустимой величины от регулирующего органа, занимающего максимальное положение по высоте, причем если количество таких исполнительных механизмов превышает два, то запрет формируют только на два исполнительных механизма. При этом снимаются запреты на прохождение сигналов «Больше» на все исполнительные механизмы. При отсутствии сигналов «Больше» и «Меньше» снимают запреты на прохождение сигналов «Больше» и «Меньше» на все исполнительные механизмы. Техническим результатом является повышение надежности эксплуатации ядерного реактора. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области систем управления и защиты ядерных энергетических реакторов. Устройство управления исполнительным механизмом ядерного реактора содержит n устройств контроля и управления, где n - количество групп регулирующих органов ядерного реактора, принятое, например, для реакторов типа ВВЭР-1000 равным 10, ключ группового управления, источник напряжения, автоматический регулятор мощности реактора, датчик давления, детектор нейтронного потока, диод, первую и вторую входные клеммы, первый и второй управляемые ключи. В устройство введены дополнительно ключ выбора группы, схема НЕ и схема И. Изобретение позволяет расширить функциональные возможности устройства управления за счет обеспечения возможности управления от регулятора мощности реактора. 7 ил.

Изобретение относится к области систем управления и защиты ядерных энергетических реакторов. Устройство управления исполнительным механизмом ядерного реактора содержит n устройств контроля и управления, где n - количество групп регулирующих органов ядерного реактора, принятое, например, для реакторов типа ВВЭР-1000 равным 10, ключ группового управления, источник напряжения. В каждом из n блоков контроля и управления первый вход соединен дополнительно с четвертым входом первого мажоритарного блока, а второй вход соединен дополнительно с четвертым входом второго мажоритарного блока. В каждый мажоритарный блок введены дополнительно седьмой управляемый ключ, вход которого соединен с выходом четвертого управляемого ключа, выход - с выходом мажоритарного блока, а управляющий вход - с четвертым входом мажоритарного блока. Изобретение позволяет уменьшить количество одновременно перемещаемых по команде оператора регулирующих органов ядерного реактора, что повышает безопасность эксплуатации ядерного реактора. 3 ил.

Изобретение относится к системам управления ядерными реакторами (ЯР). Система управления корпусным ЯР содержит комплект технических средств для ограничения скорости увеличения реактивности рабочими органами (РО) и для автоматической остановки ЯР, включающий приводы с двигателями и связями, передающими движение от двигателей приводов к РО, причем последние расположены внутри корпуса ЯР, при этом внутри корпуса ЯР установлены неподвижные элементы для сцепления и расцепления с РО с возможностью перемещения РО результирующей постоянно действующих на РО сил после расцепления только в сторону уменьшения реактивности, каждый РО снабжен, по крайней мере, двумя приводами, один из которых общий для всех РО либо общий для группы РО и перемещающий РО в сторону увеличения реактивности до сцепления с неподвижными элементами только поочередно по одному после сцепления связи своего двигателя с выбранным РО, а другой - индивидуальный для каждого РО и расцепляющий РО с указанным неподвижным элементом в любом порядке по отношению к другим РО путем расцепления связи своего двигателя с элементом сцепления РО с указанным неподвижным элементом, комплект технических средств снабжен расположенными внутри корпуса ЯР двухпозиционными переключателями с двумя фиксированными состояниями в зависимости от положения управляющего элемента переключателя относительно критического положения, соответствующего достижению критического значения одним из параметров, определяющих пределы безопасной эксплуатации ЯР, связи двигателей индивидуальных приводов с элементами сцепления снабжены расположенными внутри корпуса ЯР управляемыми элементами разрыва, например в виде муфты, с возможностью разрыва связей для движения РО в сторону уменьшения реактивности при состоянии двухпозиционных переключателей, соответствующем достижению критических значений параметрами, определяющими пределы безопасной эксплуатации ЯР, связи двигателей общих приводов с РО снабжены расположенными внутри корпуса ЯР вблизи разъема корпуса ЯР элементами разрыва, например в виде муфты, с возможностью разрыва связей при размыкании разъема корпуса ЯР, управляющие элементы двухпозиционных переключателей выполнены с возможностью перемещения управляющих элементов общим приводом после сцепления связи своего двигателя с выбранным управляющим элементом только в сторону, соответствующую побуждению движения РО в сторону уменьшения реактивности. В результате предотвращается возможность перевода работы ЯР в режим с нарушением пределов безопасной эксплуатации в случае ограниченного во времени 16 часами диверсионного управления ЯР, при этом возможно исключение длительных продольных возмущений нейтронного поля, вносимых в промежуточных положениях рабочими органами в виде продольно перемещаемых стержней. Двухпозиционный переключатель пассивной защиты ЯР имеет два фиксированных состояния в зависимости от положения управляющего элемента переключателя относительно критического положения, соответствующего достижению критического значения одним из параметров, определяющих пределы безопасной эксплуатации ЯР, при этом управляющий элемент выполнен с возможностью перехода двухпозиционного переключателя из одного фиксированного состояния в другое (срабатывания) при достижении критического значения следующими параметрами: температурным удлинением тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ЯР и/или плотностью теплоносителя ЯР и/или коррозионной активностью теплоносителя ЯР. В результате повышается быстродействие и чувствительность двухпозиционного переключателя при достижении критического значения температурой ТВЭЛ, предупреждается перегрев ТВЭЛ при потере теплоносителя ЯР, а также повышается безопасность ЯР при увеличении коррозионной активности теплоносителя ЯР. 2 н. и 6 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области автоматического регулирования и применяется для автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора. Способ заключается в поддержании заданного значения нейтронной мощности с формированием релейных сигналов управления в зависимости от величины и знака сигнала ошибки по нейтронной мощности, причем заданное значение нейтронной мощности формируют в зависимости от сигнала ошибки по давлению путем суммирования пропорциональной и интегральной составляющих заданного значения нейтронной мощности, а формирование интегральной составляющей заданного значения нейтронной мощности не производят при наличии сигнала управления. Формирование интегральной составляющей заданного значения нейтронной мощности не производят также, когда сигнал ошибки по давлению по модулю меньше зоны нечувствительности по давлению, а пропорциональную составляющую заданного значения нейтронной мощности формируют с изменением коэффициента пропорциональности в зависимости от величины сигнала ошибки по давлению и ограничивают по величине, причем, когда не осуществляют автоматическое регулирование, устанавливают такое значение интегральной составляющей заданного значения нейтронной мощности, чтобы сигнал ошибки по нейтронной мощности был нулевым. Устройство автоматического регулирования мощности ядерного реактора дополнительно содержит релейный блок, дополнительную схему ИЛИ, дополнительный управляемый ключ, ключ, первую и вторую кнопки, источник питания, нелинейный блок. Техническим результатом является повышение качества регулирования при изменении эффективности регулирующего органа или динамических характеристик объекта регулирования. 2 н.п. ф-лы, 7 ил.