СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ Российский патент 2012 года по МПК G21C7/36 

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к области управления ядерными реакторами, и может быть использовано при регулировании мощности реактора атомной станции.

Известны способы управления ядерным реактором, заключающиеся в автоматическом регулировании мощности и управлении распределением энерговыделения по активной зоне (Филимонов П.Е., Аверьянова С.П., Филимонова М.П. Управление рабочими органами СУЗ в маневренном режиме работы ВВЭР-100 // Атомная энергия. 1988. Т.84. Вып.5 [1]; Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981 [2]).

Недостаток способа [1] состоит в том, что управление распределением энерговыделения сводится к управлению аксиальным офсетом. При этом осуществляется интегральное воздействие на энергетическое поле активной зоны без воздействия на энерговыделение в ее конкретной области. Это ограничивает возможность повышения точности управления распределением энерговыделения по активной зоне. Последовательный контроль одним прибором параметров всех внутриреакторных первичных преобразователей в реакторе типа ВВЭР не позволяет использовать их сигналы в оперативном управлении распределением энерговыделения.

Недостаток способа [2] заключается в нарушении выполнения функций одной системы (регулирование мощности реактора) другой системой (управление распределением энерговыделения), ухудшении результата эффективности управления ядерным реактором, ухудшении точности регулирования мощности ядерного реактора и распределения энерговыделения.

Кроме того, недостаток способов [1] и [2] состоит и в том, что значение энерговыделения в реакторе не может служить достаточно полной характеристикой состояния активной зоны, так как является лишь частным случаем характеристики энергонапряженности основных элементов активной зоны.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому техническому решению - прототипом, является способ управления ядерным реактором, заключающийся в регулировании мощности по сигналам датчиков мощности путем управления по каналу введения положительной реактивности и по каналу введения отрицательной реактивности, а также в определении по сигналам датчиков параметров ядерного реактора областей активной зоны с наименьшими и наибольшими энерговыделениями или запасами по энергонапряженности для управления распределением запаса по энергонапряженности по активной зоне рабочими органами изменения реактивности. При этом канал управления 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 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 (См. Патент №2190267 РФ. Способ управления ядерным реактором / Т.П.Юркевич, В.Г.Назарян, Ю.Г.Юркевич // Приоритет от 19.07.2000).

Недостатки этого известного способа заключаются в ограниченной области его применения и сложности повышения точности управления энергораспределением. Объясняется это тем, что для повышения точности управления распределением запаса по энергонапряженности или распределением энерговыделения необходимо увеличивать количество первичных преобразователей контролируемых параметров внутри активной зоны. Ограничивающими условиями для применения этого способа служат следующие факторы. Во-первых, в водо-водяных реакторах - высокое давление, в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем - высокая температура в активной зоне. Во-вторых, большое количество первичных преобразователей (до двухсот и более) требует большого количества кабельных линий связи и аппаратуры. Если сигналы применять в системах управления реактором, то для повышения надежности необходимо их дублирование, что еще больше увеличивает количество первичных преобразователей, аппаратуры и линий связи. А это усложняет их монтаж и эксплуатацию, особенно на крышке реактора. Кроме того, выход из строя внутриреакторного детектора требует перестройки алгоритма управления, что усложняет схему управления, снижает ее надежность.

Задача предлагаемого изобретения заключается в повышении точности управления распределением запаса по энергонапряженности или распределением энерговыделения и регулирования мощности ядерного реактора, улучшении равномерности выгорания топлива, увеличении ресурса активной зоны, повышении надежности управления ядерным реактором с одновременным расширением области применения.

Поставленная задача решается предложенной совокупностью существенных признаков.

Способ управления ядерным реактором осуществляют с использованием сигналов первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора, включая управление по каналу введения положительной реактивности и по каналу введения отрицательной реактивности рабочими органами изменения реактивности, при этом канал 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 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, причем области наименьшего и наибольшего энерговыделения или наибольшего и наименьшего запаса по энергонапряженности определяют по предварительно сформированной математической модели ядерного реактора, в которой имитацию процессов ядерного реактора осуществляют синхронно с процессами, происходящими в ядерном реакторе, при этом

- синхронность работы математической модели с работой ядерного реактора устанавливают по сигналам первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора;

- по сигналам первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора осуществляют корректировку математической модели реактора.

Способ может быть реализован как в ручном, так и в автоматическом режиме управления.

Вариант реализации предлагаемого способа автоматического регулирования мощности и управления распределением запаса по энергонапряженности в активной зоне показан на представленной иллюстрации (см. чертеж),

где ПП КП - первичные преобразователи контролируемых параметров реактора;

УВК макс. ЭВ - устройство выбора рабочего органа изменения реактивности в области с наибольшим энерговыделением или наименьшим запасом по энергонапряженности;

УВК мин. ЭВ - устройство выбора рабочего органа в области с наименьшим энерговыделением или наибольшим запасом по энергонапряженности;

БР - блок разности между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности;

БФ - блок формирования сигнала превышения разности между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности над заданным значением Uу;

КУ (+) ρ - канал автоматического регулятора мощности (АРМ) управления изменением положительной реактивности;

КУ (-) ρ - канал управления изменением отрицательной реактивности;

1РР - блок управления первым приводом рабочего органа регулирования РР;

nРР - блок управления n-м приводом рабочего органа регулирования РР;

ФСУ - формирователь сигнала управления АРМ;

Nи - сигнал измеренной мощности;

Nу - сигнал заданного уровня мощности;

1 - логическое устройство ИЛИ.

Сигналы величин энерговыделения или запаса по энергонапряженности в заданных областях активной зоны математической модели ядерного реактора поступают в УВК макс. ЭВ и УВК мин. ЭВ, где определяются области с максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности активной зоны, а также привод органа регулирования от 1РР до nРР^~, наиболее сильно влияющего на изменение энерговыделения или энергонапряженности в соответствующей области. По сигналу максимального энерговыделения или минимального запаса по энергонапряженности подается сигнал разрешения включения привода РР в канале управления введением отрицательной реактивности автоматическим регулятором АРМ. Разрешение на включение привода РР в канале управления введением положительной реактивности осуществляется по сигналу минимального энерговыделения или максимального запаса по энергонапряженности. Если сигнал заданного уровня мощности Nу превысит сигнал измеренной мощности Nи, то по сигналу Ф СУ увеличения мощности АРМ включит канал управления введением положительной реактивности. К этому каналу подключен привод РР компенсирующего органа в области наименьшего энерговыделения или наибольшего запаса по энергонапряженности. Введение положительной реактивности в этой области вызовет увеличение плотности нейтронного потока, увеличение энерговыделения и энергонапряженности, уменьшение запаса по энергонапряженности. Если в процессе увеличения мощности наименьшее энерговыделение или наибольший запас по энергонапряженности возникнет в другой области активной зоны, то включится другой, соответствующий этой области привод РР, увеличивая плотность нейтронного потока в этой области и т.д. до окончания работы АРМ. Если сигнал измеренной мощности Nи превысит сигнал заданного уровня мощности Nу, то по сигналу Ф СУ уменьшения мощности АРМ включит канал введения отрицательной реактивности, где подключен привод РР в области с наибольшим энерговыделением или наименьшим запасом по энергонапряженности. Введение отрицательной реактивности будет уменьшать плотность потока нейтронов, уменьшит энерговыделение или увеличит запас по энергонапряженности в этой области. Разность между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности вычисляется в блоке разности БР. Значение разности из БР поступает в блок формирования БФ, где сравнивается с допустимым значением разности между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности Uу. Сигнал превышения этой разницы через логическую схему ИЛИ включает привод РР области наибольшего энерговыделения или наименьшего запаса по энергонапряженности. Введение отрицательной реактивности будет производиться до тех пор, пока не исчезнет сигнал с выхода блока БФ, когда разность между максимальным и минимальным энерговыделением или запасом по энергонапряженности перестанет превышать допустимое значение Uу. Если в процессе введения отрицательной реактивности максимальное энерговыделение или минимальный запас по энергонапряженности возникнет в другой области, то подключится другой привод РР и т.д. Так как в процессе введения отрицательной реактивности мощность ядерного ректора уменьшается, то может появиться сигнал на повышение уровня мощности. АРМ включит канал введения положительной реактивности, включится привод РР в области минимального энерговыделения или максимального запаса по энергонапряженности. Это ускорит процесс выравнивания распределения энерговыделения или запаса по энергонапряженности в активной зоне. Таким образом, во всех случаях в процессе регулирования уровня мощности автоматический регулятор действует в направлении выравнивания распределения энерговыделения или запаса по энергонапряженности в активной зоне.

Если регулирование распределения энерговыделения или запаса по энергонапряженности осуществляется в многопараметрическом пространстве, то есть в рамках системы ограничений, налагаемых на запасы тепловыделяющих сборок по кризису теплообмена, по линейной нагрузке, по температурному подогреву теплоносителя и т.д., то на каждом шаге регулирования для каждой локальной области активной зоны, отнесенной к отдельному каналу введения реактивности, на основе сигналов соответствующих датчиков и с использованием результатов расчетов, производимых в устройствах выбора рабочего органа изменения реактивности в областях с наименьшим и наибольшим энерговыделением или запасом по энергонапряженности УВК мин. ЭВ и УВК макс. ЭВ определяется набор параметрических коэффициентов запаса. Управление распределением запаса по энергонапряженности, ориентированное на достижение минимума или максимума обобщенного параметра-ограничения, предполагает, что в системе используемых параметров-ограничений установлена иерархия приоритетов, в соответствии с которой каждому из этих параметров присвоен, например, свой относительный "вес", отражающий его значение в общей задаче обеспечения безопасности и эффективности управления конкретного ядерного реактора. Для каждой локальной области активной зоны формируется обобщенный параметр-ограничение, представляющий собой или наименьший из коэффициентов запаса данного набора или сумму параметров-ограничений, взятых с коэффициентами, пропорциональными "весам" этих параметров.

Если в качестве выходных параметров математической модели ядерного реактора используется плотность потока нейтронов в заданной области активной зоны, то предлагаемый способ позволяет одновременно с регулированием интегральной мощности реактора производить выравнивание запаса по энергонапряженности путем управления распределением энерговыделения в локальных участках реактора.

Если в качестве выходных параметров математической модели ядерного реактора используется температура теплоносителя на входе и на выходе отдельных каналов, то предлагаемый способ позволяет одновременно с регулированием интегральной мощности реактора производить выравнивание запаса по энергонапряженности путем выравнивания распределения температуры теплоносителя между каналами реактора регулированием мощности в локальных участках реактора. По сигналам измерительных температурных трактов лишь выбирается канал управления регулятора, а регулирование мощности осуществляется по сигналам практически безынерционных нейтронных детекторов, что увеличивает быстродействие регулятора, улучшает качество переходных процессов.

Предложенный способ управления ядерным реактором позволяет одним регулятором осуществлять одновременно локальное и интегральное регулирование мощности реактора, что повышает качество регулирования, а также обеспечивает автоматизацию управления распределением энергонапряженности или энерговыделения по активной зоне. Кроме того, совмещение управления распределением энерговыделения или энергонапряженности с процессом автоматического регулирования мощности улучшает качество распределения энергонапряженности или энерговыделения по активной зоне, повышает равномерность выгорания топлива, увеличивает ресурс активной зоны, повышает безопасность ядерного реактора. При этом способ можно использовать в управлении ядерным реактором любого типа с любым видом теплоносителя, что расширяет диапазон его применения. Применение способа позволяет уменьшить количество внутриреакторных преобразователей, линий связи и аппаратуры, поскольку для верификации математической модели достаточно контролировать определенные области, а не отдельные точки активной зоны. Выход из строя отдельных внутриреакторных детекторов практически не повлияет на работу системы управления, поскольку по сигналам внутриреакторных преобразователей осуществляется не управление реактором, а верификация математической модели реактора.

Дополнительный положительный эффект при использовании предлагаемого способа заключается в следующем. В качестве регулирующих органов можно использовать на равных условиях все органы изменения реактивности, включая топливные кассеты, которые влияют на реактивность локальных областей активной зоны ядерного реактора. Это улучшит равномерность компенсации и распределения энергонапряженности или энерговыделения по активной зоне, что позволит увеличить максимальную мощность ядерного реактора. Одновременно появляется возможность унифицировать все приводы рабочих органов. Все вместе позволяет упростить систему управления, повысить ее надежность.

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.

1. Способ управления ядерным реактором с использованием сигналов первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора, включая управление по каналу введения положительной реактивности и по каналу введения отрицательной реактивности рабочими органами изменения реактивности,
при этом канал 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 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, отличающийся тем, что области наименьшего и наибольшего энерговыделения или наибольшего и наименьшего запаса по энергонапряженности определяют по предварительно сформированной математической модели ядерного реактора, в которой имитацию процессов ядерного реактора осуществляют синхронно с процессами, происходящими в ядерном реакторе.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что синхронность работы математической модели с работой ядерного реактора устанавливают по сигналам первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что по сигналам первичных преобразователей контролируемых параметров ядерного реактора осуществляют корректировку математической модели реактора.