Способ управления и защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах и система для его реализации Российский патент 2023 года по МПК G21C1/00 

Область техники

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способу управления ядерным реактором (ЯР), преимущественно на быстрых нейтронах с большой продолжительностью кампании и однозначной зависимостью запаса реактивности на выгорание топлива от значения энерговыработки реактора, с компенсацией запаса реактивности и выполнением других функций системы управления и защиты (СУЗ) поглощающими стержнями (ПС), размещенными в активной зоне. При этом строго однозначная зависимость запаса реактивности на выгорание топлива от значения энерговыработки реактора предполагает использование заданного графика выдачи мощности и алгоритма движения ПС СУЗ для компенсации выгорания топлива, мощностных и температурных эффектов реактивности, а также оперативного управления мощностью (что, например, типично для работы реактора в режиме базовой генерации энергии). Отклонения от заданного графика выдачи мощности при заданной энерговыработке для реакторов на быстрых нейтронах не приводят к заметным отклонениям в рассматриваемой зависимости запаса реактивности на выгорание топлива от значения энерговыработки реактора поскольку эти отклонения существенно меньше запаса реактивности на выгорание.

Уровень техники

Известно, что для повышения технико-экономических показателей необходимо сформировать в реакторе распределение поля энерговыделения, обеспечивающее наиболее благоприятные температурные условия работы элементов активной зоны. Это достигается, например, физическим профилированием топливной загрузки активной зоны ЯР с использованием различного обогащения урана в различных радиальных зонах.

Однако в ходе работы реактора вследствие различного выгорания топлива начальное распределение поля энерговыделения может изменяться. Наиболее существенно это будет проявляться для ЯР с длительной топливной кампанией, работающих без частичных перегрузок/перестановок тепловыделяющих сборок. Поэтому в таких ЯР в качестве дополнительного средства выравнивания распределения температур теплоносителя на выходе из активной зоны в ходе кампании могут быть использованы расположенные в активной зоне ПС, которые осуществляют управление нейтронной мощностью реактора и компенсируют запас реактивности на выгорание. С этой целью ПС, размещенные в тех областях активной зоны, где целесообразно увеличить энерговыделение, извлекают в процессе выгорания с опережением относительно ПС, размещенных в тех областях, где энерговыделение, наоборот, необходимо уменьшить (М.А. Шульц. Регулирование энергетических ядерных реакторов. Издательство иностранной литературы. Москва, 1957.).

Упомянутая задача является менее актуальной для ЯР, работающих с частичными перегрузками топлива, поскольку в таких ЯР на распределение поля энерговыделения можно эффективно влиять также сценариями перегрузок топлива.

Наибольшие возможности для воздействия на поле энерговыделения с помощью алгоритма управления ПС имеют реакторы с большим количеством ПС, выполняющих совмещенные функции компенсации запаса реактивности, автоматического регулирования мощности и аварийной защиты (АЗ), с унифицированными исполнительными механизмами (ИМ), аналогичными ИМ системы управления и защиты (СУЗ) реакторов ВВЭР-1000 (СУЗ ВВЭР-1000). В таких реакторах в систему программного управления поглощающими стержнями СУЗ заложена определенная последовательность перемещения групп ПС СУЗ в активной зоне, размещенных симметрично на различных радиусах. Однако в реакторах ВВЭР-1000 в связи с использованием второй (основной) системы компенсации запаса реактивности на выгорание в виде добавки борной кислоты в теплоноситель, практически все ПС СУЗ в энергетическом режиме работы реактора выведены из активной зоны в верхнее положение и на распределение поля энерговыделения влияния не оказывают.

В патентной заявке US4717528A предложена система управления стержнями регулирования ядерного реактора, позволяющая управлять распределением энерговыделения по активной зоне. Система включает в себя вычислительные устройства, обеспечивающие расчет дифференциальной эффективности поглощающих стержней, поля энерговыделения в ядерном реакторе, управление распределением выгорания, частичное снижение мощности, формирование стратегии перемещения поглощающих стержней, обеспечивающей минимизацию неравномерности энерговыделения и выгорания топлива по активной зоне. Однако, поскольку применение такого решения рассматривается для реакторов PWR, в которых запас реактивности на выгорание компенсируется добавкой борной кислоты в теплоноситель, возможности воздействия на поле энерговыделения очень ограничены.

В международной заявке WO 2020/224764 предложен способ управления реактором типа PWR, в котором алгоритм работы органов воздействия на мощность реактора (поглощающие стержни, ввод раствора борной кислоты) рассчитывается на основе предоставленного диспетчером графика нагрузки на 24 часа вперед и ряда ограничений на параметры реактора (минимизация перемещений поглощающих стержней, поддержание требуемого значения аксиального оффсета, минимизация потребления борной кислоты и дистиллята, компенсация выгорания, выравнивание выгорания и пр.). Непосредственно во время работы реактора рассчитывается несколько вариантов воздействия на реактор при помощи органов управления, из которых выбирается оптимальный с точки зрения удовлетворения выбранных критериев. Данный патент можно рассматривать как патент-аналог.

Такой способ управления реактором позволяет управлять, в том числе, и полем энерговыделения. В рассматриваемом патенте алгоритм перемещения поглощающих стержней рассчитывается в реальном времени. Это связано с тем, что для реакторов на тепловых нейтронах, в частности - типа PWR, характерно явление отравления, которое имеет сложные временную (йодная яма) и пространственную (ксеноновые волны) зависимости и определяется историей изменения мощности реактора за последние несколько суток. Поэтому рассчитать оптимальный профиль погружения поглощающих стержней для реактора на тепловых нейтронах заранее на стадии проектирования невозможно.

Основные недостатки предложенного в патенте-аналоге технического решения, заключаются в следующем:

1. Формирование поля энерговыделения не может быть обеспечено наилучшим образом, поскольку одновременно путем перемещения поглощающих стержней должны решаться другие, не менее важные задачи: обеспечение отрицательного значения оффсета для исключения кризиса теплообмена и компенсация ксеноновых колебаний распределения потока нейтронов, а, следовательно, и энерговыделения. Эти требования могут быть в противоречии друг с другом.

Ксеноновые колебания в реакторах РБМК до введения локальных автоматических регуляторов мощности при работе реактора на постоянной мощности требовали постоянной работы оператора. В реакторах PWR/ВВЭР локальные автоматические регуляторы мощности отсутствуют.

2. Обновление результатов on-line расчетов различных функционалов производится с периодичностью 200 миллисекунд, что вызывает необходимость применения упрощенных алгоритмов расчета и исключает возможность использовать наиболее точные методы расчета с большими затратами машинного времени даже с использованием при расчетах off-line на стадии проектирования.

3. В случае длительной работы реактора PWR/ВВЭР на постоянной мощности падение реактивности в результате выгорания, приводящее к рассогласованию между заданной и фактической мощностью (снижение средней температуры теплоносителя или давления пара в паровом коллекторе), не вызывает изменения положения КС, которые можно извлекать по-разному, управляя полем энерговыделения, а выдает запрос на уменьшение концентрации борной кислоты, что не позволяет управлять полем энерговыделения.

4. Предложенное в рассматриваемом патенте техническое решение неприменимо к быстрым реакторам, в которых ксеноновые эффекты отсутствуют, а падение реактивности в результате выгорания компенсируется извлечением поглощающих стержней из максимально погруженного состояния в начале кампании до полного извлечения стержней из активной зоны в конце кампании, что и позволяет эффективно управлять полем энерговыделения.

5. В патенте-аналоге также не описан технический алгоритм реализации предлагаемого в патенте технического решения.

В предлагаемом в заявке техническом решении, применимом в реакторах на быстрых нейтронах, в которых отравления нет, весь запас реактивности на выгорание компенсируется поглощающими стержнями, отсутствуют требования обеспечения нужного оффсета, которые необходимы в водоохлаждаемых реакторах из-за возможности кризиса теплоотвода, указанные недостатки патента-аналога отсутствуют. Поэтому есть возможность на стадии проектирования реактора наиболее точно рассчитать оптимальное положение поглощающих стержней для каждого момента кампании, определяемого только энерговыработкой, зависящее только от выгорания топлива, дающее для каждого момента топливной кампании положение ПС, обеспечивающее оптимальный профиль поля энерговыделения, обеспечивающий максимально возможное выравнивание поля температур теплоносителя на выходе из активной зоны, и заложить его на этапе проектирования в алгоритм и аппаратурное решение системы автоматического управления.

Принятые сокращения

А3-аварийная защита

АКНП - аппаратура контроля нейтронного потока

АРМ - автоматический регулятор мощности

БС - блок сравнения

ДП - датчик положения

ДУМ - датчик уровня мощности

ЗМ - задатчик мощности

ИМ - исполнительный механизм

ИП - измеритель периода

КС - компенсирующий стержень

МКУМ - минимально контролируемый уровень мощности

НКВ - нижний концевой выключатель

ППР - планово - предупредительный ремонт

ПС - поглощающий стержень

ПУУС - программно-управляющее устройство

С - селектор

СУ3-система управления и защиты

СЭ - счетчик энерговыработки

Э - энерговыработка реактора

ЯР - ядерный реактор

Раскрытие изобретения

Проблема, решение которой обеспечивается при осуществлении заявленных способа и устройства, заключается в увеличении мощности реактора без увеличения расхода теплоносителя.

Технический результат заключается в повышении средней температуры теплоносителя на выходе из активной зоны и, соответственно, возможности увеличения мощности реактора без увеличения расхода теплоносителя, за счет обеспечения в ходе кампании динамического профилирования поля энерговыделения, для снижения неравномерности поля температур теплоносителя на выходе из активной зоны. Другим техническим результатом при сохранении мощности реактора и продолжительности кампании, достигаемым за счет выравнивания поля энерговыделения при сохранении средней температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, является возможность снижения максимальной температуры оболочки твэлов, что повышает надежность и безопасность.

Указанный технический результат достигается тем, что способ автоматического управления мощностью ядерного реактора на быстрых нейтронах путем перемещения поглощающих стержней автоматического регулятора мощности, включает:

- предварительный на стадии проектирования расчет положений поглощающих стержней, обеспечивающих формирование оптимального поля энерговыделения для каждого момента кампании (энерговыработки);

- загрузку в память программно-управляющего устройства (ПУУС) по результатам расчетов программы с последовательностью извлечения поглощающих стержней из активной зоны в положения, соответствующие оптимальному распределению поля энерговыделения по радиусу активной зоны для заданного значения энерговыработки;

- включение автоматического регулятора мощности (АРМ) для изменения положения поглощающих стержней в ту или в другую сторону по сигналу, формирующемуся в блоке сравнения как разность сигналов, поступающих в него от задатчика мощности и датчика уровня мощности, а в пусковых режимах как разность сигналов заданного и фактического периода реактора, поступающего от измерителя периода, при этом сигналы на датчик уровня мощности и измерителя периода поступают от аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП);

- вывод реактора на заданный энергетический уровень мощности с профилем погружения поглощающих стержней, обеспечивающим оптимальное распределение поля энерговыделения, путем автоматического, в соответствии с заданной последовательностью, заложенной в память ПУУС, извлечения поглощающих стержней из активной зоны в положения, обеспечивающие минимальную неравномерность поля температур теплоносителя на выходе из активной зоны для данного значения энерговыработки, которые заложены в память ПУУС по результатам заранее проведенных расчетов, при этом перемещение поглощающих стержней осуществляется исполнительными механизмами поглощающих стержней;

- ПС посредством исполнительных механизмов ПС, электропитание на которые подается через селектор выбора ПС, автоматически перемещают в активной зоне в заданной последовательности, заложенной в память ПУУС, определенными небольшими шагами, значение которых не искажает требуемый профиль погружения ПС, и соответственно, поле энерговыделения, при ограничении периода реактора заданным в блоке сравнения (БС) значением, в положения до выхода реактора в критическое состояние на минимально контролируемый уровень мощности (МКУМ). Извлечение ПС прекращается при поступлении в ПУУС сигнала из блока сравнения о достижении заданного значения минимально контролируемого уровня мощности, который далее поддерживается в автоматическом режиме;

- далее мощность реактора по команде оператора повышают от МКУМ до уровня, соответствующего началу энергетического диапазона, заданного в ПУУС (около 3-5% N_ном). При этом на ИМ ПС, работающего в режиме АРМ, по сигналу разбаланса между заданным и фактическим уровнями мощности, поступающего из БС, подается электропитание. ИМ извлекает этот ПС, вводя в реактор положительную реактивность, обеспечивающую заданный в ПУУС период увеличения мощности реактора, после чего его ИМ автоматически отключается;

- при приближении фактического уровня мощности к заданному значению и началу действия отрицательных обратных связей, замедляющих скорость увеличения мощности (увеличение периода реактора), по сигналу разбаланса между заданным и фактическим значениями периода, поступающим от БС, ПС своими ИМ, электропитание на которые подается через селектор выбора ПС, автоматически извлекают из активной зоны в заданной последовательности, заложенной в ПУУС, небольшими шагами, компенсируя отрицательный мощностной эффект реактивности, в положения до выхода реактора на уровень мощности, заданный задатчиком мощности (ЗМ), поддерживаемый далее автоматически последним ПС, работающим в режиме АРМ;

- далее при подготовленной к работе турбинной установке реактор задатчиком мощности переводят на требуемый энергетический уровень мощности, который поддерживается автоматически, при этом по мере выгорания топлива ПС в соответствии с программой, заложенной в память ПУУС, извлекаются в заданной последовательности до положений, обеспечивающих оптимальную форму поля энерговыделения (максимальное выравнивание поля температур теплоносителя на выходе из активной зоны) для каждого момента энерговыработки, соответствующий сигнал о текущем значении которой подается в ПУУС от счетчика энерговыработки (СЭ).

Технический результат достигается также тем, что в системе автоматического управления мощностью ядерного реактора, включающей поглощающие стержни, воздействующие на реактивность, с исполнительными механизмами, каждый из которых может выполнять функции автоматического регулятора мощности, компенсирующего стержня и стержня аварийной защиты, аппаратуру контроля нейтронного потока, аппаратуру управления, формирующую предупредительные и аварийные сигналы на изменение положения поглощающих стержней, датчики и указатели положений поглощающих стержней, задатчик мощности, датчик уровня мощности, измеритель периода реактора, блок сравнения, который формирует сигнал, подаваемый на исполнительный механизм, воздействующий на перемещение поглощающих стержней, счетчик энерговыработки, датчики положения поглощающих стержней, в аппаратуру управления поглощающими стержнями включено программно-управляющее устройство, получающее сигнал от датчика уровня мощности, счетчика энерговыработки, и датчиков положения ПС, и передающее через селектор выбора ПС функцию автоматического регулятора мощности с одного поглощающего стержня на другой поглощающий стержень таким образом, чтобы перемещение поглощающих стержней в ходе кампании происходило c формированием определенного профиля погружения системы поглощающих стержней в соответствии с заложенной в программно-управляющее устройство последовательностью и шагом перемещения поглощающих стержней.

Осуществление предложенного способа с использованием предложенного устройства позволяет уменьшить неравномерность поля температур теплоносителя на выходе из активной зоны, что дает возможность повысить среднюю температуру теплоносителя на выходе из активной зоны и, соответственно, увеличить мощность реактора, без увеличения расхода теплоносителя по первому контуру и превышения максимально допустимых температур оболочек твэлов. Предложенное изобретение также позволяет разгрузить оператора от выполнения многих ответственных ручных операций по управлению ЯР, что устраняет влияние человеческого фактора на безопасность.

Заявленное изобретение иллюстрируется чертежом (Фиг.1), на котором представлена структурная схема варианта возможной реализации устройства.

Осуществление изобретения

Система автоматического управления мощностью ядерного реактора содержит поглощающие стержни 1, воздействующие на реактивность, с исполнительными механизмами 2, каждый из которых может выполнять функции автоматического регулятора мощности, компенсирующего стержня и стержня аварийной защиты, аппаратуру контроля нейтронного потока 3, аппаратуру управления, формирующую предупредительные и аварийные сигналы на изменение положения поглощающих стержней 1, датчики положений поглощающих стержней 4, задатчик мощности 5, датчик уровня мощности 6, измеритель периода реактора 7, блок сравнения 8, который формирует сигнал, подаваемый на исполнительный механизм 2, воздействующий на перемещение поглощающих стержней 1, счетчик энерговыработки 9, в аппаратуру управления поглощающими стержнями включено программно-управляющее устройство 10, получающее сигнал от датчика уровня мощности 6, счетчика энерговыработки 9, и датчиков положения поглощающих стержней 4, и передающее через селектор выбора 11 стержня функцию автоматического регулятора мощности с одного поглощающего стержня 1 на другой поглощающий стержень 1 таким образом, чтобы перемещение поглощающих стержней 1 в ходе кампании происходило c формированием определенного профиля погружения системы поглощающих стержней 1 в соответствии с заложенной в программно-управляющее устройство 10 последовательностью и шагом перемещения поглощающих стержней 1.

В предлагаемой СУЗ в работе участвуют все ПС 1 в режиме автоматического программного управления, последовательно выполняя функцию автоматического изменения и поддержания заданного уровня мощности. Сигнал на включение в работу исполнительного механизма 2 ПС 1, выполняющего функцию АРМ, для изменения его положения в ту или в другую сторону формируется в блоке сравнения (БС) 8 как разность сигналов, поступающих в него от задатчика мощности (ЗМ) и датчика уровня мощности (ДУМ), а в пусковых режимах как разность сигналов заданного и фактического периода реактора, поступающего от измерителя периода (ИП). Сигналы на ДУМ и ИП поступают от аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП). ПС 1 в процессе кампании перемещаются по заданной в программно-управляющем устройстве (ПУУС) последовательности в соответствующие положения, обеспечивающие наилучшую форму поля энерговыделения.

Для этого ПС, размещенные на различных радиусах, при работе реактора на энергетическом уровне мощности перемещаются в активной зоне таким образом, чтобы в каждый момент кампании на заданном уровне мощности их положение в активной зоне, заранее определенное расчетом, обеспечило бы оптимальную форму поля энерговыделения.

Перед реализацией предлагаемого способа динамического управления полем энерговыделения реактор необходимо вывести на заданный энергетический уровень мощности с профилем погружения ПС 1, обеспечивающим оптимальную форму поля энерговыделения.

Ниже в качестве примера рассматривается одна из возможных программ такого выхода на заданный энергетический уровень мощности.

Осуществляют с помощью известного программного обеспечения, например, пакет прикладных программ РЕАКТОР (О.Г. Комлев, Н.Н. Новикова, М.М. Тревгода, Е.В. Филимонов, «Состояние и проблемы расчетно-методического обеспечения проектных разработок реакторных установок с теплоносителем свинец-висмут», Известия вузов. Ядерная энергетика. 2007, №1, стр. 79-91) расчет положений поглощающих стержней, обеспечивающих выравнивание поля энерговыделения.

Загружают в память ПУУС по результатам расчетов программу с последовательностью извлечения поглощающих стержней из активной зоны в положения, соответствующие оптимальному распределению поля энерговыделения для заданного значения энерговыработки.

Осуществляют пуск реактора.

Первый этап пуска начинается из исходного заглушенного состояния реактора, когда все ПС 1 находятся на нижних концевых выключателях (НКВ), по команде «взвод АЗ», по которой на обмотки электромагнитов ИМ 2, удерживающих ПС 1 в заданном положении, подается электропитание. Далее ПС 1 последовательно по программе, заложенной в память ПУУС 10, своими ИМ 2, электропитание на которые подается через селектор (С) выбора 13 ПС 1, автоматически извлекаются из активной зоны на одинаковые значения в положение «ровно», обеспечивающее необходимую для безопасности подкритичность в соответствии с требованиями нормативно-технических документов. Это положение ПС 1, заложенное в память ПУУС 10, заранее определяется расчетом и должно быть подтверждено экспериментально при первом пуске реактора со свежей топливной загрузкой.

Второй этап пуска начинается по команде «Профиль», по которой ПС 1 своими ИМ 2, электропитание на которые подается через селектор (С) выбора 13 ПС 1, автоматически по заданной в программе последовательности, заложенной в память ПУУС 10, извлекаются или погружаются в активную зону в положения, соответствующие оптимальной форме поля энерговыделения для данного значения энерговыработки, которые заложены в память ПУУС 10 по результатам расчетов.

При этом необходимая подкритичность обеспечивается за счет того, что положительная реактивность, высвобождаемая извлекаемыми ПС 1, компенсируется отрицательной реактивностью, вводимой погружаемыми ПС 1.

Если реакторная установка оснащена системой внутриреакторного контроля поля температур теплоносителя на выходе из активной зоны, то в период первой кампании во время ежегодных ППР имеется возможность откорректировать профиль погружения ПС 1 для данного значения энерговыработки по фактическим значениям температур теплоносителя на выходе из активной зоны, обеспечивающий их выравнивание. При этом используется алгоритм второго этапа пуска «Профиль».

Третий этап пуска начинается после завершения второго этапа по команде «Физпуск». При этом ПС 1 своими ИМ 2, электропитание на которые подается через селектор (С) выбора 13 ПС 1, автоматически извлекаются из активной зоны по заданной в программе последовательности, заложенной в память ПУУС 10, небольшими шагами (например, один процент от полного хода ПС) при ограничении периода реактора заданным в БС 8 значением в положения до выхода реактора в критическое состояние на минимально контролируемый уровень мощности (МКУМ). Извлечение ПС 1 прекращается при поступлении в ПУУС 10 сигнала из блока сравнения (БС) 8 о достижении заданного значения МКУМ, который далее поддерживается в автоматическом режиме. На этом третий этап пуска заканчивается.

Максимальная скорость перемещения ПС 1 должна быть аппаратурно ограничена значением, обеспечивающим требуемое качество поддержания заданного уровня мощности и качество переходных процессов в режиме АРМ при использовании самого слабого ПС 1, почти полностью погруженного или извлеченного из активной зоны и удовлетворять требованиям нормативной документации.

Четвертый этап пуска начинается при подготовленных к работе реакторной и турбогенераторной установок по команде «Подготовка к энергопуску». По этой команде по сигналу разбаланса между фактическим и заданным периодом реактора, поступающего от БС 8, ПС 1, работающий в режиме АРМ на МКУМ, извлекается из активной зоны на величину, обеспечивающую заданный период реактора, после чего его ИМ 2 автоматически отключается. Если данный ПС 1 на шаге, предусмотренном в ПУУС 10, не может обеспечить заданный период, управление автоматически по программе, заложенной в ПУУС 10, переключается на следующий ПС 1. При этом уровень мощности начинает расти, проходя несколько порядков, сохраняя заданный период, до достижения уровня мощности 3-5% N_ном. При приближении к этому уровню мощности, заданному в ПУУС 10, начинают действовать отрицательная обратная связь по температуре/мощности, снижающая введенную положительную реактивность. При этом ПС 1, находящийся в режиме АРМ, по сигналу на ИМ 2 от БС 8, стабилизирует мощность на заданном значении.

Пятый, последний, этап пуска, по завершении которого реализуется предлагаемый способ динамического управления полем энерговыделения, начинается по команде «Энергопуск». По этой команде при подготовленных к работе реакторной и турбинной установках по сигналу разбаланса между заданным и фактическим уровнями мощности, поступающего от БС 8, ПС 1 своими ИМ 2, электропитание на которые подается через селектор (С) выбора 13 ПС 1, автоматически извлекаются из активной зоны по заданной в программе последовательности, заложенной в ПУУС 10, небольшими шагами (например, один процент от полного хода ПС), компенсируя отрицательный мощностной эффект реактивности, в положения до выхода реактора на энергетический уровень мощности, заданный ЗМ 5, поддерживаемый далее автоматически. При этом скорость изменения заданной мощности реактора, подаваемой в БС 8, должна соответствовать заданному проектом значению, что обеспечивается соответствующим устройством задатчика мощности 5, в котором скачкообразное изменение заданного уровня мощности преобразуется в растянутое во времени изменение, соответствующее, заложенной в проект скорости изменения мощности. На этом заканчивается энергетический пуск и начинается работа на постоянном заданном уровне мощности.

На этом уровне мощности последний ПС 1, работающий в режиме АРМ, извлечение которого вывело реактор на заданный уровень мощности, медленно извлекается из активной зоны, компенсируя потерю реактивности от выгорания, накопления продуктов деления и других процессов изменения нуклидного состава, зависящих только от энерговыработки (Э) реактора.

Шаг извлечения каждого ПС 1, работающего в режиме АРМ, до передачи автоматического управления следующему ПС 1 определяется заданным в памяти ПУУС 10 новым профилем погружения ПС 1 в активную зону для каждого интервала энерговыработки ΔЭ_i. Интервал по энерговыработке, через который в память ПУУС 10 задаются профили погружения ПС_k в активную зону - h_m(N,Э), выбирается по результатам расчетов таким, чтобы относительные профили погружения ПС 1 для Э_i и Э_i+1 отличались бы незначительно. От значения уровня мощности реактора N_n относительный профиль погружения ПС 1 для данного значения энерговыработки Э_i практически не зависит. Сигнал в ПУУС 10 об извлечении данного ПС 1 в положение h_m, по которому в ПУУС 10 формируется команда на передачу автоматического управления следующему ПС 1, поступает в ПУУС 10 от датчика положения (ДП) 5 поглощающего стержня 1, размещенного в ИМ 2 каждого ПС 1. После окончания работы в режиме АРМ последнего ПС 1 цикл повторяется для следующего интервала энерговыработки, если не происходит изменение заданного уровня мощности.

В случае изменения заданного уровня мощности, ПС 1 своими ИМ 2, электропитание на которые подается через селектор выбора 13 ПС 1, по сигналу разбаланса между новым заданным и фактическим уровнями мощности, поступающего от БС 8, автоматически извлекаются или погружаются в активную зону по заданной в программе последовательности, заложенной в ПУУС 10, небольшими шагами (например, один процент от полного хода ПС), компенсируя мощностной эффект реактивности, в положения до выхода реактора на новый уровень мощности, заданный ЗМ 5, поддерживаемый далее автоматически. При этом скорость изменения мощности реактора должна соответствовать заданному проектом значению, что обеспечивается соответствующим устройством задатчика мощности.

Поскольку в контур автоматического управления ПС в предлагаемом способе включены все ПС, то в случае крайне маловероятных, но принципиально возможных исходных событий (многократные одновременные отказы в СУЗ, злонамеренные действия), может произойти непрерывное неконтролируемое извлечение ПС из активной зоны («самоход» стержней) с высвобождением большой положительной реактивности.

В СУЗ с независимой группой стержней АЗ такой «самоход» поглощающих стержней может вызвать разгон реактора на мгновенных нейтронах, так как эффективность независимой системы АЗ, обычно значительно ниже полного запаса реактивности на всех ПС.

В предлагаемой СУЗ этого не произойдет, поскольку по сигналам аварийной защиты от превышения заданного уровня мощности, уменьшения периода реактора ниже заданного значения или превышения заданного значения температуры теплоносителя, которые нельзя заблокировать с пульта управления, либо по другим сигналам АЗ, обесточиваются обмотки удерживающих электромагнитов ИМ всех ПС. В результате «самоход» ПС прекратится, так как все стержни выполняют функцию АЗ и при обесточивании обмоток удерживающих электромагнитов опустятся в активную зону на НКВ.

Для повышения надежности срабатывания АЗ все электрические цепи и аппараты АЗ всех ИМ ПС могут быть разбиты на две независимые группы, обеспечивающие выполнение функций АЗ при отказе одной из групп.

Изобретение относится к способу управления ядерным реактором, преимущественно на быстрых нейтронах. В аппаратуру управления поглощающих стержней включено программно-управляющее устройство, получающее сигнал от датчика уровня мощности, счетчика энерговыработки и датчика положения, и передающее через селектор выбора поглощающих стержней функцию автоматического регулирования мощности с одного поглощающего стержня на другой поглощающий стержень таким образом, чтобы перемещение поглощающего стержня в ходе кампании происходило c формированием определённого профиля погружения системы поглощающих стержней. Техническим результатом является повышение средней температуры теплоносителя на выходе из активной зоны и возможность увеличения мощности реактора без увеличения расхода теплоносителя за счет обеспечения в ходе кампании динамического профилирования поля энерговыделения и снижения неравномерности поля температур теплоносителя на выходе из активной зоны, а также возможность снижения максимальной температуры оболочки твэлов, что повышает надежность и безопасность. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ управления и защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах путем перемещения поглощающих стержней автоматического регулятора мощности, включающий:

- расчет положений поглощающих стержней, обеспечивающих оптимальную форму поля энерговыделения для каждого момента кампании (энерговыработки);

- загрузку в память программно-управляющего устройства по результатам расчетов программы с последовательностью перемещения, включающего извлечения и погружения поглощающих стержней в активную зону в положения, соответствующие оптимальной форме поля энерговыделения для заданного значения энерговыработки;

- включение автоматического регулятора мощности для изменения положения поглощающих стержней в ту или в другую сторону по сигналу, формирующемуся в блоке сравнения как разность сигналов, поступающих в него от задатчика мощности и датчика уровня мощности, а в пусковых режимах как разность сигналов заданного и фактического периодов удвоения нейтронной мощности реактора, поступающего от измерителя периода, при этом сигналы на датчик уровня мощности и измерителя периода поступают от аппаратуры контроля нейтронного потока;

- вывод реактора на заданный энергетический уровень мощности с профилем погружения поглощающих стержней, обеспечивающим оптимальную форму поля энерговыделения, путем автоматического, в соответствии с заданной последовательностью, заложенной в память программно-управляющего устройства, извлечения или погружения поглощающих стержней в активную зону в положения, соответствующие оптимальному распределению энерговыделения в активной зоне для данного значения энерговыработки, которые заложены в память программно-управляющего устройства по результатам расчетов, при этом перемещение стержней-поглотителей осуществляется исполнительными механизмами поглощающих стержней, электропитание на которые подают через селектор их выбора;

- в режиме пуска реактора поглощающие стержни посредством исполнительных механизмов поглощающих стержней, электропитание на которые подают через селектор выбора, автоматически извлекают из активной зоны в заданной последовательности, заложенной в память программно-управляющего устройства, небольшими шагами при ограничении периода реактора заданным в блоке сравнения значением в положения до выхода реактора в критическое состояние на минимально-контролируемый уровень мощности, извлечение поглощающих стержней прекращают при поступлении в программно-управляющее устройство сигнала из блока сравнения о достижении заданного значения минимально-контролируемого уровня мощности, который далее поддерживается в автоматическом режиме;

- по сигналу разбаланса между фактическим и заданным периодами реактора, поступающему от блока сравнения, поглощающий стержень, работающий в режиме автоматического регулятора мощности на минимально-контролируемом уровне мощности, извлекают из активной зоны на величину, обеспечивающую заданный период реактора, после чего его исполнительный механизм автоматически отключают;

- по сигналу разбаланса между заданным и фактическим уровнями мощности, поступающему от блока сравнения, поглощающий стержень своими исполнительными механизмами, электропитание на которые подают через селектор выбора поглощающих стержней, автоматически извлекают из активной зоны по заданной последовательности, заложенной в программно-управляющее устройство, определенными шагами, компенсируя мощностной эффект реактивности, в положения до выхода реактора на уровень мощности, заданный задатчиком мощности, поддерживаемый далее автоматически.

2. Система управления и защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающая поглощающие стержни, воздействующие на реактивность, с исполнительными механизмами, каждый из которых выполняет функции автоматического регулятора мощности, компенсирующего стержня и стержня аварийной защиты, аппаратуру контроля нейтронного потока, аппаратуру управления, формирующую предупредительные и аварийные сигналы на изменение положения поглощающих стержней, датчики и указатели положений поглощающих стержней, задатчик мощности, датчик уровня мощности, измеритель периода реактора, блок сравнения, который формирует сигнал, подаваемый на исполнительный механизм, воздействующий на перемещение поглощающих стержней, счетчик энерговыработки, датчик положения поглощающего стержня, отличающаяся тем, что в аппаратуру управления поглощающих стержней включено программно-управляющее устройство, получающее сигнал от датчика уровня мощности, счетчика энерговыработки и датчика положения, и передающее через селектор выбора поглощающих стержней функцию автоматического регулирования мощности с одного поглощающего стержня на другой поглощающий стержень таким образом, чтобы перемещение поглощающего стержня в ходе кампании происходило c формированием определённого профиля погружения системы поглощающих стержней в соответствии с заложенной в программно-управляющее устройство последовательностью и шагом перемещения поглощающих стержней.