Устройство для управления ядерным реактором

 

О П И С А Н И Е (и) 558655

ИЗОБРЕТЕНИЯ

Союз Советских

Социалистических

Республик

К ПАТЕНТУ (61) Дополнительный к патент (51) М. Кл."- б 21С 7/36 (22) Заявлено 08.07.74 (21) 2042062/25 (23) Приоритет — (32) 23.07.73 (31) Р 233735 1.8 (33) Ф Р Г

Опубликовано 15.05.77. Бюллетень № 18

Гасударственный комитет

Совета Министрсв СССР

AD делам изобретений и открытий (53) УДК 621.039.5 (088.8) Дата опубликования описания 24.06.77 (72) Авторы изобретения

Иностранцы

Вернер Аляйте и Хайнц-Вильхельм Бок (ФРГ) Иностранная фирма

«СИМЕНС АГ» (ФРГ) (71) Заявите.!!. (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано, преимущественно, для реактора, охлаждаемого водой под давлением.

Известно устройство, содержащее по меньгпей мере две груll;Ii;I регулирующих стержней со средствами перемещен;я их (1).

Известно также устройство, содержащее группу стержней тонкого регулирования и группу компенсирующих стержней, средства их перемещения и средства контроля мощности (2).

Известные устройства не позволяют обеспе IHòü выравнивание э;II.ð,"овыделения Tiо выСО с С аКтИВНОй ЗОНЫ, т. К. НЕ ИМЕЮТ СРЕДСТВ для это. О.

Наибо. ее Олизким I Опись!Ваемому является устройство, содержащее первую и вторую группы регулирующих стержней со средствами управления их перемещением и средство для введения в активную зону поглощающей нейтроны жидкости (3).

Однако в этом устройстве отсутствует возможность выравнивания энерговыделения по высоте активной зоны.

С целью уменьшения неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны в предлагаемом устройстве введены по меньшей мере по одной группе датчиков нейтронного потока, размещенные в верхней и нижней частях активной зоны и подключенные через блок вычитания, регулятор распределения

5 мощности и первый переключатель к задатчил попо>кения BTîðîII группы регутируюгцих стержней. Кроме этого, введена третья группа регулирующих стержней со средством управления их перемещением, на вход которой че)0 рез второй переключатель подключен блок сравнения положения стержней второй группы с заданным значением с тепловой мощностью реактора, который через второй переключатель подключен к средству для введе15 ния в активную зону поглощающей нейтроны жидкости.

Блок-схема устройства для управления ядерным реактором представлена на чертеже, где показан ядерный реактор 1 с активной зо20 ной 2, контур теплоносителя 3, парогенсратор 4, на,ос первого контура 5, трубопровод питаюгцей воды 6, паровой трубопровод 7, первая группа регулирующих стержней 8, обозначенная на схеме индексом «/.», служа25 шая для поддержания заданной температуры теплоносителя, перемещаемая преимущественно в верхней части активной зоны 9 и содержащая от 2/3 до 3/4 от числа регулирую558655 щих стержней, вторая группа регулирующих стержней 10, обозначенная на схеме индексом

«D» и служащая для компенсации воздействия выгорания на реактивность, содержащая около 1 10 от числа всех регулирующих стержней и перемещаемая практически по всей высоте активной зоны 2, что условно показано на схеме позицией 11, третья группа регулирующих стержней 12, обозначенная на схеме индексом «Х» и предназначенная для компенсации ксенонового отравления, содержащая менее 1/4 от числа всех регулирующих стержней. Эти стержни выполнены из слабопоглощающего нейтроны материала (серые стержни) и по отдельности пли малыми группами опущены в активную зону 2 или извлечены из нее, что условно показано на схеме позицией 13. На контуре теплоносителя 3 установлены датчики 14 и 15 температуры на выходе из теплообменника 4 и на выходе из реактора 1. Датчики 14 и 15 подключены к блоку усреднения 16, выход которого сравнивается с заданным значением от задатчика 17 в блоке сравнения 18, который подключен к пропорционально-дифференциальному (ПД) регулятору 19, который через пропорциональное звено 20 с зоной нечувствительности =1 1 С подключен к исполнительному механизму, например, шаговому электроприводу 21 стержней группы «L», что показано на схеме линией действия 22. Электропривод 21 имеет датчик положения 23. Блоки 14, 15, 16, 17, 18, 19, 20, 21 и 23 составляют средство перемещения группы регулируюгцих стержней «L» 8.

Активная зона 2 оборудована по меньшей мере двумя группами датчиков нейтронного потока 24 и 25, размещенными в верхней и нижней областях ее. Эти датчики 26 принадлежат к внутризонному оборудованию 27, устанавливаемому известным способом, и подключены к усилителям 28, подключенным к схеме вычитания 29 вместе со счетным устройством 30, вычисляющим общую тепловую мощность реактора. Расчет заданного значения распределения сгорания производится в блоке 31 с учетом показаний датчика 23.

Блок 31 через блок замедления 32 подключен к блоку сравнения 33, который подключен к регулятору распределения мощности 34, содержащему временные элементы 35 и 36 и пропорциональное звено 37 с зоной нечувствительности. После сравнения выходных сигналов временных элементов 35 и 36 регулятор распределения мощности 34 подключен к переключателю 38, общий контакт которого подключен к блоку сравнения 39, на другой вход которого подключен задатчик 40 положения регулирующих стержней второй группы «D» 10. Выходной сигнал блока сравнения 39 после сравнения с сигналами датчика

23 и ПД-регулятора 19 подается через пропорциональное звено 41 с зоной нечувствительности + 5 см на вход исполнительного механизма привода стержней второй группы

«D» 10, например, шаговый электропривод 42.

Ко второму контакту переключателя 38 подключено внереакторное измерительное устp0llcTBo 43 с датчиками 44 и 45, суммирую5 щсе усреднители 46, которые поосле вычитания их сигналов подключены к регулятору

47.

Средство для гвсдения в активную зону 2 поглoUIBIolей::. .троны жидкости, например, 10 деионата (деион»."ир",в"-.иной воды) или борной кислоты содержит трубопроводы 48 для борной кислоты и трубопровод 49 для деионата, насос 50, вентили 51 и 52, управляемые приводом 53.

15 Датчик 54 положения регулирующих стержней группы «D» 10 подключен к блоку сравнения 55 вместе со счетным устройством 30 и задатчиком 56 положения регулиру.ющих стержней группы «D» 10 и далее через вто2р рой переключатель 57 с одной стороны к исполнительному механизму привода стержней группы «Х» 12, например, шаговому электроприводу 58 через пропорциональное звено 59 с зоной нечувствительности ++- 20 см, а с другой стороны — к приводу 53, на второй вход которого может быть подключен датчик 60 положения стержней группы «Х» 12.

Устройство работает следующим образом.

Сигналы с датчиков 14, 15 температуры усредняются в блоке 16 и сравниваются в блоке 18 с заданным значением. Сигнал разбгланса поступает через ПД-регулятор 19 и пропорциональное звено 20 на электропривод

21 группы стержней «L» 8. Стержни этой группы перемещаются так, чтобы обеспечить постоянство общей тепловой мощности реактора.

После вычитания в блоке 29 усредненных и усиленных в блоках 28 сигналов с детекто40 ров 26 осуществляется сравнение в блоке 33 разностного сигнала и заданного сигнала, вырабатываемого в блоках 31 и 32 и сигнал разбаланса служит заданием для блока 34.

В блоке 31 формируется сигнал на основе из45 мерения местной мощности верха и низа активной зоны с учетом средней температуры теплоносителя, числа оборотов насоса 5 и положения стержней группы «L» 8. Затем сигнал с блока 34 через переключатель 38 по5О ступает для сравнения с сигналом задатчика

40 и после корректировки Ilo сигналам от средства перемещения стержней группы «L»

8 поступает через звено 41 на электропривод

42 стержней группы «Р» 10. Задание для

55 стержней группы «D» 10 изменяется с ростом общей тепловой мощности реактора и уменьшаемой местной мощностью в верхней части активной зоны прибором, учитывающим изменения во времени в направлении большей

60 глубины погружения. Это значит, что при погружении стержней группы «0» 10 происходит подъем стержней группы «L» 8 так, что мощность в верхней половине активной зоны снова повьппается. Таким образом, стержни

65 группы «В» 10 будут перемещаться, когда су558656 ществует или ожидается нежелательное распределение мощности.

Пропорциональный регулятор 59 перемещает стержни группы «Х» 12 только при больших значениях сигнала с блока сравнения, рассчитанной в блоке 30 величины тепловой мо;цности реактора и данных о положении стержней группы «D» 10. В качестве дополнительной величины могут быть использованы дан.-.ые от задатчика 56. Когда стер.кни группы «Х» 12 достигнут крайнего положечпя, го сигналу с датчика 60 включается привод 53 и в активную зону подается поглощающая нейтроны жидкость. Переключателем 57 задается режим работы компенсации либо стержнями группы «Х» 12, либо подачей жидкого поглотителя.

Устройство особенно эффективно применять с однотипными стержнями регулирования с длиной поглощающей части, равной высоте активной зоны, и для реакторов большой мощности, имеющих большие габариты, например, с активной зоной высотой более

3,5 м.

Формула изобретения

1. Устройство для управления ядерным реактором, содержащее первую и вторую группы регулирующих стержней со средствами управления их перемещением и средство для введения в активную зону поглощающей нейтроны жидкости, отличающееся тем,что, с целью уменьшения неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны, введе5 ны по меньшей мере по одной группе датчиков нейтронного потока размещенные в верх.-й и нижней частях активной зоны и поденные через блок вычитания, регулятор рас„ре.—,еления мощности и первый переклю;О чатель к задатчику положения второй группы регулирующих стержней.

2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что введена третья группа регулирующих стержней со средством управления их

15 перемещением, на вход которой через второй переключатель подключен блок сравнения положения стержней второй группы с заданным значением с тепловой мощностью реактора, который через второй переключатель

20 подключен к средству для введения в активную зону поглощающей нейтроны жидкости.

Источники информации, принятые во внимание при экспертизе:

1. Патент CIliA Ke 3706921, кл. 318 — 564, 25 1972 г.

2. Симпозиум МАГАТЭ, Прага, 1973, январь 22 — 26, Доклад IAEA/М вЂ” 168/А — 8 (Канада).

3. «Труды семинара по ядерным силовым

30 установкам», раздел «Регулирование ядерных силовых установок», стр. 57 — 64, 1970, ФРГ.

558655

Со TB l3IITC.1l В. IlHCK)JlHH

Техред И. Карандашова

Редактор М. Афанасьева

Корректор О. Тюрина

Типография, . р. Сапунова, 2

Заказ 1163 15 Изд. i. 440 Тираж 560 Подписное

ЦНИИПИ ГосударствеHHopo комитета Совета Министров СССР по делам изобретений и открытий

113036, Москва, Ж-35, Раушская наб., д 4/5

Устройство для управления ядерным реактором Устройство для управления ядерным реактором Устройство для управления ядерным реактором Устройство для управления ядерным реактором 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к дальнометрии и может быть использовано в различной аппаратуре, требующей измерения интервалов времени в широком диапазоне между двумя апериодическими импульсами, например, в эхолокации, в диагностических приборах для технологических процессов в атомной промышленности /1/

Изобретение относится к системе (1) для управления управляющими стержнями, которые являются вводимыми в активную зону реактора и выводимыми из активной зоны реактора атомной энергетической установки, с устройством выбора (3), устройством контроля (4) и устройством управления стержнями (5)

Изобретение относится к способам передачи данных и системам для их осуществления, а более точно - к способам и системам сбора и обработки сигналов в системе внутриреакторного контроля активной зоны ядерного реактора

Изобретение относится к способу регистрации падения одного или нескольких регулирующих элементов в активную зону реактора и устройству для его осуществления

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в системах управления и защиты ядерного реактора для его аварийного останова при недопустимом увеличении скорости изменения плотности нейтронного потока

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами

Изобретение относится к области управления энергетическими установками тепловых электростанций и станций теплоснабжения с любым видом горючего, в том числе ядерного горючего, и может быть использовано в системах разогрева энергетических установок с принудительной и естественной циркуляцией кипящего и некипящего теплоносителя, а также при автоматическом переходе из режима пуска энергетической установки с ядерным реактором из критического или подкритического состояния в режим автоматического разогрева

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам управления ядерным реактором, и может быть использовано при регулировании мощности реактора атомной станции

Изобретение относится к области автоматического регулирования и применяется для автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора
Наверх