Управление ядерными энергетическими установками – G21D 3/00
Патенты в данной категории
ЯДЕРНЫЙ ЭНЕРГОБЛОК И СПОСОБ МАНЕВРА ЕГО МОЩНОСТЬЮ
Изобретение относится к области энергетического машиностроения и может быть использовано в атомной энергетике. Способ маневра мощностью ядерного энергоблока с газотурбинным энергопреобразователем включает согласованное изменение мощности ядерного реактора и наполнения второго контура газом при неизменных температурах в ядерном реакторе и сохранении экономичности ядерного энергоблока в диапазоне нагрузок. По сигналу из электрической сети об уровне потребляемой мощности изменяют уровень мощности ядерного энергоблока с помощью автоматической системы управления мощностью ядерного энергоблока (6) до уровня, соответствующего уровню нагрузки в сети, путем сбалансированного изменения плотности нейтронного потока в активной зоне (7), расхода теплоносителя первого контура (4) и давления газа второго контура (5) по сигналам автоматической системы управления мощностью ядерного энергоблока (6), передаваемым по линиям с обратной связью (11) управления плотностью нейтронного потока, циркуляцией теплоносителя первого контура, давлением газа второго контура и расходом теплоносителя системы охлаждения. Технический результат состоит в повышении экономичности и надежности ядерного энергоблока. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил. |
2502143 выдан: опубликован: 20.12.2013 |
|
СПОСОБ РАСХОЛАЖИВАНИЯ ВОДООХЛАЖДАЕМОГО РЕАКТОРА ПРИ ПОЛНОМ ОБЕСТОЧИВАНИИ АЭС
Изобретение относится к способам расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции (АЭС). АЭС содержит паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водоохлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку, дополнительную паровую турбину, систему производства и хранения водорода и кислорода, систему расхолаживания паропроизводящей установки. Расхолаживание реактора обеспечивается тем, что при полном обесточивании пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений в активной зоне реактора, перегревается и пополняется в необходимом количестве в пароводородном перегревателе путем сжигания водорода и впрыска воды. Затем пар направляется в дополнительную паровую турбину, в которой вырабатывается электроэнергия, необходимая для электроснабжения собственных нужд АЭС и останова энергоблока в плановом режиме. Технический результат - возможность расхолаживания водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС без использования аварийных систем. 1 ил. |
2499307 выдан: опубликован: 20.11.2013 |
|
СПОСОБ ПОДАЧИ ВОДЫ
Изобретение предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура ядерной энергетической установки в стояночном режиме, работающей при поддержании собственным теплом на жидкометаллическом теплоносителе в режиме переменных нагрузок. Сущность изобретения заключается в том, что периодически, в течение суток, производят ввод в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура с последующим пуском на малых оборотах насоса воды второго контура. При этом осуществляют предварительную подачу воды из напорной трубы через насос в раздающую камеру котловой воды испарителя с привязкой к номинальному уровню воды в сепараторе, затем уравнивают температуру воды сепаратора и испарителя снижением давления в сепараторе. После пуска на малых оборотах насоса осуществляют управление темпом роста температуры воды второго контура, увеличивая давление в сепараторе подачей пара необходимых параметров. Техническим результатом является исключение появления термоциклических напряжений в наиболее уязвимом узле теплообменного оборудования, что приведет к увеличению ресурса эксплуатации и надежности работы ядерной энергетической установки в целом. 2 ил. |
2450380 выдан: опубликован: 10.05.2012 |
|
ЭНЕРГОУСТАНОВКА С ЗАМКНУТЫМ КОНТУРОМ
Изобретение относится к энергоустановке с замкнутым контуром, которая вырабатывает электричество за счет тепла, получаемого от высокотемпературного ядерного реактора. Энергоустановка с замкнутым контуром содержит высокотемпературный газоохлаждаемый реактор. Газоохлаждаемый реактор содержит ядерный реактор, газовую турбину, компрессор, соединенный соосно с газовой турбиной, электрогенератор, соединенный с газовой турбиной посредством выходного вала, и источник питания, подключаемый к электрогенератору с возможностью отключения и подающий электроэнергию. Источник питания выполнен с возможностью определения ускорения вращения электрогенератора по скорости вращения электрогенератора. Изобретение позволяет без труда производить осмотр и обслуживание, а также быстрый запуск энергоустановки. 5 н. и 2 з.п. ф-лы, 11 ил. |
2447524 выдан: опубликован: 10.04.2012 |
|
СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ РАБОЧИХ ПАРАМЕТРОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, РАБОТАЮЩЕГО НА ВОДЕ ПОД ДАВЛЕНИЕМ
Изобретение относится к управлению ядерными реакторами. Способ регулирования рабочих параметров активной зоны ядерного реактора, работающего на воде под давлением, содержит: - этап сбора данных (FB, FH, ТВГ, ТВХ, Q), характеризующих условия работы активной зоны реактора; - этап оценки действительных значений (Тсрд, АОд, |
2418330 выдан: опубликован: 10.05.2011 |
|
СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ ПАРАМЕТРОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
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: |
2413315 выдан: опубликован: 27.02.2011 |
|
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
Предлагаемое техническое решение относится к области ядерной энергетики, в частности к управлению энерговыработкой тепловыделяющих сборок. Активная зона загружается свежим уран-эрбиевым топливом с равномерным и профилированным по высоте обогащением тепловыделяющих сборок. Энерговыделение выравнивается по высоте реактора в процессе программных перестановок тепловыделяющих сборок в пределах трех зон профилирования энерговыделения. При этом для перестановки используют те ячейки, у которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте тепловыделяющей сборки, по результатам оценки, превышают установленное значение. В выявленные ячейки реактора устанавливаются тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна, со значениями энерговыработок в интервале 2100-2500 МВт*сут/ТВС, подтвержденными результатами инструментальной проверки с учетом содержания в ТВС урана и плутония. Кроме того, инструментальной проверке подвергаются тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна после выдержки с расчетной энерговыработкой, не превышающей 2500 МВт*сут/ТВС. Изобретение направлено на снижение потребляемого количества ТВС на единицу вырабатываемой электроэнергии, сокращение затрат на транспортировку и хранение ОТВС. 2 з.п. ф-лы, 3 ил. |
2403637 выдан: опубликован: 10.11.2010 |
|
СПОСОБ РАБОТЫ АЭС С ВОДО-ВОДЯНЫМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ ЯДЕРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при эксплуатации АЭС на водо-водяных реакторах с удлиненным топливным циклом. Способ работы АЭС включает заполнение активных зон (а.з.) реакторов замедлителем из смеси тяжелой воды (D2O) и обычной воды с добавкой борной кислоты, введение в а.з. этих реакторов вытеснителей, последующее постепенное извлечение вытеснителей и продувку а.з. реакторов водой для плавного снижения содержания тяжелой воды в замедлителе. Продувку а.з. реакторов начинают обычной водой. Первым продувают реактор с замедлителем наиболее низкой концентрации тяжелой воды и ведут продувку до почти полного удаления D2O из замедлителя. Часть продувочной воды направляют в буферную емкость. Другую часть используют для продувки а.з. второго реактора с концентрацией тяжелой воды в замедлителе несколько больше, чем у первого. Продувку ведут, пока концентрация во втором реакторе не станет близкой к концентрации в первом. Часть продувочной воды направляют в буферную емкость второго реактора. Другую часть направляют на продувку а.з. следующего реактора и так поочередно продувают все реакторы АЭС. Последним продувают а.з. реактора с самой высокой концентрацией. Продувочную воду после продувки последнего реактора обогащают до начальной концентрации в первом реакторе и ее используют в качестве замедлителя а.з. реактора с нулевой концентрацией. Продувочную воду из буферных емкостей обогащают методом электролиза и используют в качестве замедлителя в дальнейшем. Изобретение позволяет снизить расход обычной воды и затраты при получении тяжелой воды. 1 ил. |
2361298 выдан: опубликован: 10.07.2009 |
|
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА
Изобретение относится к энергетике. Ядерная энергетическая установка содержит гелиевый реактор на быстрых нейтронах, парогенераторы и систему очистки и хранения гелия. Активная зона и парогенераторы включены в замкнутый контур циркуляции гелия, образующий холодную и горячую ветви и соединенный с системой очистки и хранения гелия. Установка содержит емкости, заполненные водой или водным раствором борной кислоты, подсоединенные к контуру циркуляции гелия, а также технологический конденсатор. Входной трубопровод технологического конденсатора соединен с горячей ветвью контура циркуляции гелия. Выходной трубопровод снабжен конденсатным насосом и соединен с баком грязного конденсата. В реакторе используются два теплоносителя: гелий - в режиме работы установки на мощности и вода - при нормальном и аварийном останове установки. В аварийном режиме работы установки водный раствор борной кислоты поступает в тепловыделяющие сборки активной зоны реактора и испаряется. Вытеснение гелия и водяного пара из контура циркуляции производится в технологический конденсатор и далее в бак грязного конденсата. Предлагаемое устройство позволяет обеспечить эффективное охлаждение активной зоны реактора. 4 з.п. ф-лы, 4 ил. |
2348994 выдан: опубликован: 10.03.2009 |
|
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ОПАСНЫМ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИМ ПРОЦЕССОМ С НЕСТАЦИОНАРНЫМИ ОБЪЕКТАМИ
Изобретение относится к анализу и оценке безопасности технологических процессов и может быть использовано, в частности, для выполнения анализа и оценки безопасности при управлении АЭС. Технический результат заключается в возможности оценки технологических процессов с постоянно изменяющимися условиями безопасности. Согласно изобретению способ управления опасным технологическим процессом с нестационарными объектами включает в себя измерение воздействий на объекты технологического процесса, определение предельно-допустимых значений указанных воздействий и сравнение измеренных воздействий с допустимыми для выявления нарушений технологического процесса. Для каждого выявленного нарушения определяют множество частей технологического процесса, на которых действует это нарушение, и разбивают технологический процесс на интервалы безопасности, для которых остается неизменной совокупность указанных нарушений. После этого для каждого интервала безопасности проводят анализ перехода нарушений технологического процесса из одного интервала безопасности в другой с учетом причинно-следственных связей, а также проводят моделирование путем построения детерминистских моделей безопасности с учетом возможных сценариев перехода нарушений технологического процесса на последующие интервалы безопасности. На основе полученных моделей для каждого интервала безопасности определяют вероятности отказа оборудования, используемого при проведении технологического процесса, и вносят соответствующие изменения в процесс, позволяющие обеспечить заданные показатели безопасности. 15 з.п. ф-лы, 18 ил., 13 табл. |
2335025 выдан: опубликован: 27.09.2008 |
|
СПОСОБ УДАЛЕНИЯ 3He ИЗ ТЯЖЕЛОВОДНОГО КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Способ предназначен для использования в технике ядерных реакторов, а именно в способах улучшения радиационной обстановки на АЭС. Способ заключается в удалении 3He из тяжеловодного контура ядерного реактора. Растворенный в воде гелий-3 извлекают из потока D2O в слой кипящей тяжелой воды, переводят в поток пара D2O, отделяют от пара в ректификационной колонке и удаляют из дефлегматора колонки вместе с током поддавливающего газа, предпочтительнее азота. Снижаются дозовые нагрузки на обслуживающий персонал. 1 ил. |
2322713 выдан: опубликован: 20.04.2008 |
|
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ И СПОСОБ (ВАРИАНТЫ) АВТОРЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ
Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам теплоснабжения, в которых осуществляется авторегулирование тепловой мощности в активной зоне реактора в зависимости от сезонных и суточных колебаний количества тепловой энергии, потребляемой потребителем. Ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения включает корпус, активную зону, теплоизолирующую обечайку, тяговую трубу, промежуточный теплообменник и органы авторегулирования реактором. Согласно изобретению регулирование мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения и выделения тепловой энергии в активной зоне осуществляется изменением уровня жидкости с поглотителем нейтронов в канале регулирования таким образом, что при повышении температуры теплоносителя в контуре потребителя или уменьшении расхода теплоносителя в контуре потребителя уровень жидкости повышают, а при понижении температуры теплоносителя в контуре потребителя или увеличении расхода теплоносителя в контуре потребителя уровень жидкости понижают. Изобретение позволяет повысить безопасность работы установки теплоснабжения без текущего обслуживания реактора человеком и понизить стоимость тепловой энергии. 3 н. и 14 з.п. ф-лы, 6 ил., 1 табл. |
2317602 выдан: опубликован: 20.02.2008 |
|
СПОСОБ ПЕРВИЧНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЧАСТОТЫ ПЕРЕМЕННОГО ЭЛЕКТРИЧЕСКОГО ТОКА В ЭНЕРГОСИСТЕМЕ С УЧАСТИЕМ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС
Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000. Способ первичного регулирования частоты переменного тока в энергосистеме с участием энергоблоков атомных электростанций, преимущественно ВВЭР-1000, состоит в том, что рабочее давление пара в главном паровом коллекторе второго контура поддерживают за счет регулирования мощности реакторной установки с помощью системы автоматического регулирования мощности реактора. Систему автоматического регулирования мощности реактора настраивают на работу с зоной нечувствительности по давлению пара в главном паровом коллекторе второго контура в пределах ±(0,20÷0,25) МПа, что обеспечивает изменение мощности реакторной установки за счет саморегулирования с отрицательной обратной связью между мощностью реакторной установки и температурой теплоносителя первого контура. При давлении пара в главном паровом коллекторе второго контура вне упомянутой зоны нечувствительности ±(0,20÷0,25) МПа регулирование мощности реакторной установки осуществляют за счет перемещения стержней системы управления и защиты реакторной установки. Изобретение позволяет перевести эксплуатацию энергоблоков АЭС в режим первичного регулирования частоты для повышения качества электроэнергии и надежности энергосистемы. 1 ил. |
2291503 выдан: опубликован: 10.01.2007 |
|
СИСТЕМА ПРЕДОТВРАЩЕНИЯ НЕСАНКЦИОНИРОВАННОГО УПРАВЛЕНИЯ ОПАСНЫМ ДЛЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИМ ПРОЦЕССОМ
Изобретение относится к системам управления опасными для окружающей среды технологическими процессами. Система предотвращения несанкционированного управления опасным для окружающей среды технологическим процессом содержит расположенные в закрываемых дверями помещениях средства автоматической остановки технологического процесса при достижении установленных критических значений параметров. Параметры определяют опасность технологического процесса. Двери указанных помещений снабжены замками с таймерами для задержки открывания дверей на время не менее чем 8 часов после начала действия по их открыванию. Средства автоматической остановки технологического процесса снабжены аккумуляторами энергии для питания средств автоматической остановки технологического процесса энергией в течение не менее чем 8 часов. Изобретение направлено на повышение надежности безопасной работы опасного технологического процесса путем предотвращения возможности перевода технологического процесса в режим с достижением недопустимых значений параметров, определяющих опасность технологического процесса, при заданной 8-часовой продолжительности диверсионного управления технологическим процессом. 2 з.п. ф-лы. |
2282262 выдан: опубликован: 20.08.2006 |
|
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРОВОГО КОЭФФИЦИЕНТА РЕАКТИВНОСТИ ЯДЕРНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ТИПА РБМК
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК. Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа РБМК содержит систему управления и защиты, средства для изменения тепловой мощности реактора, регуляторы уровня питательной воды в барабан-сепараторах пара с приводами автоматического или ручного управления. При введении регулирующих стержней в активную зону регистрируют изменение тепловой мощности реактора, давление пара в барабан-сепараторах пара, расход питательной воды по половинам активной зоны реактора. При этом паровой коэффициент реактивности рассчитывают путем решения методом наименьших квадратов системы уравнений баланса реактивности реактора, составленной для каждого измерения с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней. Изобретение позволяет уменьшить амплитуду возмущения расхода питательной воды, повысить безопасность и эффективность работы атомных станций. 4 ил. |
2280908 выдан: опубликован: 27.07.2006 |
|
СПОСОБ АВТОМАТИЧЕСКОГО УПРАВЛЕНИЯ МОЩНОСТЬЮ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С РЕАКТОРОМ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. Способ автоматического управления мощностью ядерной энергетической установки с реактором ВВЭР в режимах регулирования электрической нагрузки в диапазоне 10%-102% номинальной мощности реактора предполагает, что управление упомянутой установкой осуществляют по следующим операциям: - определяют скорость изменения мощности турбины в результате преобразования сигнала по мощности турбины в динамическом элементе с передаточной функцией W(P)=K4 ·Р/(T4·Р+1), где P - оператор Лапласа, K 4 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100, Т 4 - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 100, и далее выбирают необходимую операцию: или, - при увеличении мощности турбины органы регулирования перемещают вверх при выполнении условия: [(Рзад.-Рпара)·K1 +(Nтг-Np-pa)+K5]>0, где Р зад. - заданное давление пара, Па; Рпара давление пара. Па; K1 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 1; Nтг - мощность турбины, %; Np-pa - мощность реактора, %; К5 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100; или, - при превышении абсолютного значения разности мощности реактора и мощности турбины на величину более К6 и при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины органы регулирования перемещают при выполнении условия |Nтг-Nр-pa| |
2278427 выдан: опубликован: 20.06.2006 |
|
СПОСОБ ПОДДЕРЖАНИЯ ДАВЛЕНИЯ В ВОДО-ВОДЯНОМ РЕАКТОРЕ
Способ поддержания давления в водо-водяном реакторе разработан для использования в области атомной техники. Компенсационный поток воды перед распылением нагревают в нагревателе регулируемой мощности до температуры tвых.а.з.<tкп <ts.. Парциальное давление газа в парогазовом объеме при рабочих параметрах реактора ограничивают величиной Рг=(Pp-Рп)·Kmin/K. Обеспечивается повышение безопасности реактора. 1 ил. |
2275703 выдан: опубликован: 27.04.2006 |
|
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ЭЛЕКТРОСНАБЖЕНИЯ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
Система предназначена для использования в электроэнергетике. Электростанция содержит, по меньшей мере, два энергоблока, в каждом из которых имеется не менее трех электросекций нормальной эксплуатации, каждая из которых связана с соответствующей секцией надежного питания, а к каждой из последних подключен аварийный генератор. В системе, по меньшей мере, по одному аварийному двигателю каждого энергоблока присоединены к одному общему для них устройству обеспечения работы двигателей. Изобретение обеспечивает упрощение монтажа и эксплуатации. 1 ил. |
2258996 выдан: опубликован: 20.08.2005 |
|
СПОСОБ ОСТАНОВА ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива. Технический результат - снижение загрязненности радионуклидами газовых сдувок, теплоносителя, внутренних поверхностей оборудования циркуляционного контура, повышение надежности работы топливных сборок и уменьшение дозовых затрат персонала при освидетельствовании и ремонте. В способе останова энергетического ядерного реактора путем снижения мощности до полного заглушения реактора посредством системы управления и защиты, первоначально снижают мощность реактора до 50-70% от номинального уровня и осуществляют работу реактора на этом уровне мощности в течение 50-120 часов, а затем производят заглушение реактора. 10 ил. | 2234753 выдан: опубликован: 20.08.2004 |
|
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулированию глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора. Способ включает формирование активной зоны загрузкой тепловыделяющих сборок с распределенным поглотителем нейтронов в процессе программных перемещений и извлечений тепловыделяющих сборок, программных перемещений стержней системы управления и защиты и замены дополнительных поглотителей на частично выгоревшие тепловыделяющие сборки. В процессе работы реактора после выгрузки всех дополнительных поглотителей часть полностью погруженных стержней системы управления и защиты заменяют на стержни кластерной конструкции. В качестве топлива с распределенным поглотителем нейтронов используют уран-эрбиевое топливо начального обогащения по U235 на 0,2![]() |
2218613 выдан: опубликован: 10.12.2003 |
|
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива. Способ предусматривает формирование активной зоны в процессе загрузки, выгрузки и программных перемещений тепловыделяющих сборок с урановым топливом начального обогащения 2,4% по U235 и с уран-эрбиевым топливом начального обогащения 2,6% по U235, содержащим 0,41% Er167. В периферийные технологические каналы активной зоны реактора перемещают либо топливные сборки с урановым топливом, достигшие глубины выгорания 2800![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() |
2218612 выдан: опубликован: 10.12.2003 |
|
ЯДЕРНАЯ ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНАЯ УСТАНОВКА С РЕАКТОРОМ, ОХЛАЖДАЕМЫМ ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при разработке реакторов с водой под давлением. Ядерная паропроизводящая установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением, включает реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, главные циркуляционные трубопроводы, компенсатор объема, гидроемкости с холодной водой. Причем реактор, в свою очередь, включает корпус высокого давления, крышку, патрубки приводов системы управления цепной реакцией деления, патрубки большого диаметра для подвода и отвода воды в парогенератор, а также патрубки малого диаметра, соединенные с гидроемкостями, металлическую шахту, блок защитных труб и активную зону, образованную тепловыделяющими сборками. Тепловыделяющие сборки включают тепловыделяющие элементы стержневого типа с оболочками из сплава циркония и таблетки оксида урана и направляющие трубы для поглощающих стержней, которые соединены штангой, размещенной в защитных трубах блока защитных труб. В блоке защитных труб с помощью дополнительной плиты выполнен коллектор. Коллектор подключен трубопроводами к патрубкам в обечайке блока защитных труб, которые соосны с отверстиями в металлической шахте, внутренними патрубками корпуса и патрубками, соединенными с гидроемкостями. Компенсатор давления подключен к одному из трубопроводов, соединяющему гидроемкости с корпусом, или непосредственно к корпусу. В пределах этого коллектора в защитных трубах блока защитных труб выполнены отверстия для прохода в них холодной воды. Защитные трубы со штангами приводов регулирующих стержней снабжены дополнительными защитными трубами, на верхнем конце которых выполнены уплотняющие подпружиненные элементы, соединенные с патрубками приводов поглощающих стержней. Подпружиненные элементы снабжены подвижными шаровыми уплотняющими элементами. В направляющих трубах ТВС выполнена перфорация, причем на половине направляющих труб перфорация выполнена преимущественно в нижней части активной зоны, а в остальных направляющих трубах перфорация выполнена преимущественно в верхней части активной зоны. Технический результат: эффективное охлаждение активной зоны при большой течи контура теплоносителя. 1 з.п. ф-лы, 3 ил. | 2200990 выдан: опубликован: 20.03.2003 |
|
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКОЙ Использование: при управлении ядерными энергетическими установками для повышения эффективности управления при одновременном увеличении эксплуатационной надежности установки. Сущность изобретения: способ заключается в сборе и обработке информации, характеризующей состояние, условия и работу установки, анализе, принятии решений и выработке управляющих воздействий в интегрированной управляющей системе; анализ, принятие решений осуществляют по крайней мере на двух уровнях интегрированной управляющей системы, при этом на одном уровне проводят оперативный контроль и управление основным технологическим процессом с обеспечением безопасности установки, на другом уровне проводят оперативно-технический контроль и управление техническим состоянием и предельными условиями безопасности установки и технологическими процессами, включая прогнозирование, а результаты контроля и прогнозирования ситуации и технического состояния оборудования передают с второго уровня интегрированной управляющей системы на ее первый уровень. 1 з.п. ф-лы. | 2181510 выдан: опубликован: 20.04.2002 |
|
СПОСОБ ВЫРАБОТКИ ЭНЕРГИИ ИЗ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА, УСИЛИТЕЛЬ МОЩНОСТИ ДЛЯ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ СПОСОБА, ЭНЕРГОВЫРАБАТЫВАЮЩАЯ УСТАНОВКА
Использование: для выработки энергии из ядерного топлива, содержащегося в камере, с помощью процесса воспроизводства делящегося элемента из воспроизводящего элемента топлива через ![]() |
2178209 выдан: опубликован: 10.01.2002 |
|
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКОЙ Использование: для управления ядерной энергетической установкой (ЯЭУ) с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки. Сущность изобретения: в соответствии с изменением мощности реактора или внешней нагрузки вручную оператором или автоматически внешней управляющей системой устанавливают требуемую мощность турбины при помощи регулирующего клапана, изменяющего расход пара на турбину. Штатную систему органов регулирования разбивают на несколько групп (подгрупп), число которых и количество органов регулирования в которых определяют заранее исходя из коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и момента кампании реактора. Осуществляют контроль за величиной, характеризующей рассогласование между действительными мощностью реактора и мощностью турбины. Путем изменения глубины погружения и взаимного положения указанных групп и подгрупп стержней осуществляют изменение мощности реактора, поддержание исходного значения аксиального офсета и поддержание в заданных пределах указанной величины рассогласования. При изменении мощности реактора ограничивают верхнее значение давления пара в главном паровом коллекторе величиной, равной значению открытия редукционного клапана, расположенного в главном паровом коллекторе. Технический результат заключается в улучшении условий эксплуатации реактора за счет уменьшения возможности возникновения условий, вызывающих колебания мощности в активной зоне реактора при изменении мощности ЯЭУ, в частности поддержание исходного значения аксиального офсета с точностью 2,5% офсета, а также в исключении системы борного регулирования. | 2173895 выдан: опубликован: 20.09.2001 |
|
СПОСОБ РАСХОЛАЖИВАНИЯ И ВЫВОДА ИЗ РАБОТЫ ЭНЕРГОБЛОКА АТОМНОЙ ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ СТАНЦИИ ИЛИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ДРУГОГО НАЗНАЧЕНИЯ ПРИ ПОЛНОМ ОБЕСТОЧИВАНИИ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ Изобретение предусматривает ускоренный останов турбогенератора при полном обесточивании благодаря использованию остаточных тепловыделений реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара и срабатывания его в специально предназначенной для этого дополнительной паротурбинной установке. Дополнительная паротурбинная установка, получая пар из главного паропровода, обеспечивает подачу требуемого расхода питательной воды в паропроизводящую установку энергоблока через штатные регуляторы расхода масла на подшипники штатного турбогенератора. Одновременно ротор штатного турбогенератора ускоренно останавливается электродинамическим способом с помощью системы электродинамического торможения (генеральный режим на выбеге). При этом электрическая энергия от генератора отводится на балластное нагрузочное устройство с активным сопротивлением. Питание обмотки возбуждения штатного генератора на выбеге, а также системы управления, контроля и регистрации информации производится от генератора постоянного тока, находящегося на одном валу с турбиной паротурбинной установки. При полном обесточивании энергоблока имеется возможность снять пик остановочных тепловыделений, произвести частичное расхолаживание и останов турбогенератора за время функционирования устройства на тепловом выбеге энергоблока, увеличить эксплуатационную надежность и безопасность энергоблока. Появляется достаточное время для поиска отказа и восстановления штатного электроснабжения энергоблока. 2 с. и 8 з.п.ф-лы, 1 ил. | 2162621 выдан: опубликован: 27.01.2001 |
|
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРОВОГО КОЭФФИЦИЕНТА РЕАКТИВНОСТИ Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. Согласно способу для определения ПКР отбирают процессы с естественным изменением расхода питательной воды (Gпв), обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах пара, без внесения специальных возмущений и удовлетворяющие следующим условиям: стабилизация Gпв до и после его изменения в течение 2 мин при отсутствии перемещения стержней системы управления и защиты (СУЗ). Взвешивание стержней СУЗ не производят. Мощностной коэффициент реактивности определяют по перемещению стержней СУЗ при автоматическом управлении энергораспределением в реакторе. Для определения ПКР проводят непрерывную регистрацию нейтронной мощности, расхода Gпв, давления в барабан-сепараторах и температуры воды во всасывающем коллекторе. В результате контроль ПКР можно проводить без проведения опытов, связанных с внесением возмущений Gпв. 1 з. п. ф-лы. | 2136062 выдан: опубликован: 27.08.1999 |
|
ЯДЕРНАЯ ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНАЯ УСТАНОВКА Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной паропроизводительной установки путем обеспечения прекращения цепной реакции и остановки ядерного реактора при отказе механической аварийной защиты. Технический результат достигается тем, что емкость с раствором борной кислоты содержит затвор, внутренний объем которого не менее изменения объема теплоносителя в первом контуре ядерной паропроизводительной установки при всех переходных режимах ее работы. При этом один конец затвора соединен с первым контуром, а другой - с объемом емкости с раствором борной кислоты. 2 ил. | 2120673 выдан: опубликован: 20.10.1998 |
|
СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА В РЕЖИМЕ ПРОДЛЕНИЯ КАМПАНИИ Сущность: способ базируется на решении задачи оптимального управления с получением в каждом цикле регулирования максимальной энерговыработки, что позволяет повысить экономичность режима продления кампании. В соответствии с решением оптимизационной задачи снижение мощности производят с максимально допустимой скоростью. Пониженный уровень мощности в каждом цикле режима является минимально допустимым по условиям эксплуатации и достаточным для работы энергетического оборудования. Повышение мощности осуществляют в два этапа, на первом из которых мощность увеличивают с максимально допустимой скоростью, а на втором этапе мощность повышают при нулевом запасе реактивности при саморегулировании реактора. На заключительном интервале цикла реактор работает на повышенном уровне мощности. 3 з.п. ф-лы, 3 ил. | 2095864 выдан: опубликован: 10.11.1997 |
|
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ДОЛГОРЕСУРСНОЙ КОСМИЧЕСКОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКОЙ С ТЕРМОЭМИССИОННЫМ РЕАКТОРОМ- ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЕМ Назначение: для правления термоэмиссионными реакторами-преобразователями (РП), используемыми в качестве источников электрической энергии в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) космических аппаратов. Сущность изобретения: для повышения ресурсоспособности ЯЭУ подстраивают в токовом канале регулирования задание на ток РП к минимально необходимому значению для характерных режимов потребления бортовой аппаратуры путем обеспечения заданного минимального тока в балластную нагрузку на этих режимах. Периодически определяют оптимальную температуру коллектора, регулируют величину термического сопротивления зазора между электрогенерирующим каналом и каналом охлаждения изменением давления газа в этом зазоре и подстраивают температуру коллектора к оптимальному значению путем минимизации производной электрической мощности по температуре теплоносителя при постоянной тепловой мощности, периодически определяют оптимальную температуру генератора пара цезия (ГПЦ), подстраивают температуру ГПЦ к оптимальному значению путем минимизации производной электрической мощности по температуре ГПЦ. | 2091901 выдан: опубликован: 27.09.1997 |