Управление ядерными энергетическими установками – G21D 3/00

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.

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.

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.

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.

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, ) рабочих параметров, по меньшей мере, в зависимости от полученных величин (FB, FH, ТВГ, ТВХ, Q); - этап выбора закона управления концентрацией поглощающего соединения ([В]) и положениями введения (Z1-Z5) групп стержней (Р1-Р5), выбираемого, по меньшей мере, между первым и вторым законами управления, отличающимися друг от друга; и - этап регулирования рабочих параметров при помощи выбранного закона управления в зависимости от заданных значений (Тсрз, АОз, ) этих параметров и от действительных значений (Тсрд, АОд, ), определенных в результате оценки. 19 з.п. ф-лы, 16 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:

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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: [(Р_зад.-Р_пара)·K₁ +(N_тг-N_p-pa)+K₅]>0, где Р _зад. - заданное давление пара, Па; Р_пара давление пара. Па; K₁ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 1; N_тг - мощность турбины, %; N_p-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 |N_тг-N_р-pa| К₆, где К₆ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100. Направление перемещения органов регулирования определяют по знаку разности N_тг-N_p-pa; или, - при отклонении мощности реактора от мощности турбины в пределах от -К₆ до +К₆ при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины направление перемещения органов регулирования определяют знаком разности (Р_зад. -Р_пара), причем время перемещения органов регулирования определяют исходя из выполнения условия: (Р_зад-Р _пара)-K₂·(1-exp(-t/T₂))·(Р _зад-Р_пара)/|Р_зад-P_пара | н, где t - время, К₂ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100, Т₂ - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 10⁶, н - зона нечувствительности функции трехпозиционного релейного элемента с возможными значениями от 0 до 10, а время паузы между шагами органов регулирования определяют исходя из выполнения условия: (Р_зад-Р_пара)-К₃·(1-exp(-t/Т ₃))·(Р_зад-Р_пара)/|Р_зад -P_пара| в, где t - время, К₃ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100, Т₃ - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 10, в - зона возврата функции трехпозиционного релейного элемента с возможными значениями от 0 до 10⁶. Управление в соответствии с вышеперечисленными операциями приводит к улучшению условий работы тепловыделяющих элементов активной зоны за счет использования свойств саморегулирования реактора путем минимизации перемещения органов регулирования системы управления и защиты. 4 ил.

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 t_{вых.а.з.}<t_кп <t_s.. Парциальное давление газа в парогазовом объеме при рабочих параметрах реактора ограничивают величиной Рг=(Pp-Рп)·Kmin/K. Обеспечивается повышение безопасности реактора. 1 ил.

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.