способ управления ядерным реактором

Формула изобретения

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.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных установок.

Известны способы управления ядерным реактором путем поддержания заданной температуры теплоносителя изменением 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 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, 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.

Технической задачей изобретения и, соответственно, техническим результатом является устранение перечисленных недостатков прототипа, в частности ошибок расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и оптимизацией эксплуатационных качеств пара, кпд установки, а также - поддержание постоянной температуры теплоносителя на входе реактора, использование свойств саморегулирования реактора в переходных режимах работы, снижение количества включений исполнительных механизмов регулирующих органов, увеличение их ресурса, повышение маневренности установки.

Поставленная задача и получаемый технический результат реализуются предложенной совокупностью существенных признаков:

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, при этом 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.

Кроме того, 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.

В предложенном техническом решении действуют два автономных автоматических регулятора.

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 своих оптимальных пределах.

Поскольку две автономные системы регулирования изменяют состояние (температуру) одного рабочего тела - теплоносителя, то между этими системами могут возникать автоколебания. Реализация процесса включения и отключения второго регулятора, поддерживающего среднюю температуру теплоносителя, позволяет исключить возможность возникновения автоколебаний.

Раздельное автономными системами регулирование температуры теплоносителя на выходе реактора и его средней температуры позволяет одновременно повышать качество пара и улучшать при этом тактико-технические характеристики реактора. Повышение качества пара увеличивает ресурс и кпд турбины, всей энергетической установки.

Регулирование средней температуры теплоносителя реактора циркуляцией теплоносителя позволяет в наибольшей степени использовать свойство саморегулирования реактора в переходных процессах, маневрах мощности на энергетических уровнях, уменьшает суммарное перемещение 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.

Пример реализации предлагаемого способа на фигуре 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.

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 t^o 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.