Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами.

Известны способы управления ядерным реактором, заключающиеся в автоматическом регулировании мощности, включая снижение ее до уставки снижения мощности, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, при этом, в зависимости от режима работы ядерного реактора, изменяют регулируемый параметр (Плютинский В.И., Погорелов В.И. Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС.- М.: Энергоатомиздат, 1983. § 6,3, стр.101-106, рис.6.13 [1]. Г.П.Юркевич. Системы управления ядерными реакторами. Принципы работы и создания. Под ред. акад. Н.С.Хлопкина. - М.: ЭЛЕКС-КМ, 2009. § 6.2.2 [2]).

Недостаток способов [1] и [2] состоит в том, что они не позволяют осуществлять быстрое и глубокое регулируемое снижение мощности до низкого уровня, например, ниже естественных тепловых потерь реактора, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, используемого в применяемых способах. Причиной недостатка служит увеличение относительного вклада запаздывающих нейтронов в плотность потока нейтронов и, соответственно, в сигнал нейтронного детектора в процессе снижения мощности. Это приводит к уменьшению скорости изменения мощности по мере ее снижения, к вводу значительной отрицательной реактивности, к увеличению времени переходного процесса и величины перерегулирования по мощности. После достижения сигналом контролируемой мощности заданного значения мощности для вывода реактора в критическое положение необходимо длительное время, за которое происходит большое перерегулирование по мощности, снижение ее до уровня ниже регулируемого значения.

Поскольку на уровнях мощности, которые ниже остаточных тепловыделений, регулирование реактора возможно только по сигналу нейтронных детекторов, а на энергетических уровнях мощности регулирование производится по разным параметрам, более близким аналогом служит способ управления ядерным реактором, заключающийся в автоматическом регулировании мощности, включая снижение ее до уставки снижения мощности, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, при этом, в зависимости от режима работы ядерного реактора, изменяют регулируемый параметр [1].

Задача предлагаемого изобретения заключается в исключении большого перерегулирования по мощности и времени перерегулирования, а также введения излишней отрицательной реактивности, приводящих к потере автоматического регулирования реактора по мощности при быстром и глубоком регулируемом снижении мощности до низкого уровня, например, не превышающего естественных тепловых потерь реактора.

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

Способ управления ядерным реактором автоматическим регулятором, заключающийся в регулировании мощности ядерного реактора по поступающим сигналам, в том числе снижении ее до уставки снижения мощности, по сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения, при этом, в зависимости от режима работы ядерного реактора, изменяют регулируемый параметр, причем дополнительно вводят уставку подкритичности, уставку изменения уставки подкритичности и вычисляют реактивность, формируют сигнал отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и отклонения измеренной мощности от уставки снижения, при этом автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения регулируемого параметра от его заданного значения и включают на управление по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности, затем при уменьшении мощности до уставки изменения уставки подкритичности изменяют уставку подкритичности, а когда подкритичность ядерного реактора становится равной измененной уставке подкритичности, автоматический регулятор отключают от управления по сигналу отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и включают на управление по отклонению измеренной мощности от уставки снижения мощности, при этом

- вводят дополнительную уставку мощности реактора, значение которой выше уставки снижения мощности и которая используется в качестве уставки изменения уставки подкритичности, и формирование сигнала отклонения измеренной мощности от дополнительной уставки мощности реактора, по которому изменяют уставку подкритичности;

- по сигналу изменения уставки подкритичности ее изменяют до нуля.

Пример реализации предлагаемого способа автоматического регулирования мощности показан на фигуре с пояснениями в описании, где использованы следующие обозначения:

ΔРЭМ - сигнал отклонения регулируемого параметра от заданного значения, регулирования мощности реактора;

ПРУ - переключатель режима управления ядерного реактора (ЯР);

ЭПРО - электропривод регулирующего органа;

ФСАР - формирователь сигнала автоматического управления ΔАР электроприводом регулирующего органа;

ρ_в - сигнал вычисленной реактивности;

ВР - вычислитель реактивности ρ_в, в единицах которой определяется подкритичность ядерного реактора;

ρ_у - уставка подкритичности;

Δρ- сигнал отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности, сигнал управления автоматическим регулятором (Δρ=ρ_у-ρ_в);

N_и - измеренная мощность;

N_УСМ - уставка снижения мощности;

N_УИП - уставка мощности изменения заданной подкритичности;

ΔN₀ - сигнал отклонения измеренной мощности от уставки мощности изменения заданной реактивности (ΔN₀=N_УИП-N_И);

ΔN_AP - сигнал отклонения измеренной мощности от уставки снижения мощности, сигнал управления автоматическим регулятором (ΔN_AP=N_УСМ-N_И);

Р_ОСМ - переключатель с управления автоматическим регулятором по сигналу Δρ на управление по сигналу ΔN_АP;

ΔN₀=0 и Δρ=0 - сигналы управления формирователем ФСП;

ФСП - формирователь сигнала включения переключателя Р_ОСМ, когда в ФСП присутствуют одновременно сигналы Δρ=0 и ΔN₀=0.

Автоматический регулятор состоит из ФСАР и ЭПРО.

Работает схема следующим образом. Когда оператор или по автоматическая программа выдает сигнал на снижение мощности до заданного уровня снижения мощности уставкой N_УСМ, переключатель режима управления ПРУ отключает автоматический регулятор от управления по сигналу ΔРЭМ на управление по сигналу Δρ. Автоматический регулятор будет вводить отрицательную реактивность до того момента, когда сигнал вычисленной отрицательной реактивности станет равен уставке подкритичности ρ_У. При этом сигнал автоматического управления Δρ станет равным нулю, автоматический регулятор выключится. Мощность реактора будет снижаться в соответствии с подкритичностью, установленной автоматическим регулятором. Когда сигнал измеренной мощности N_И станет равным уставке мощности изменения заданной подкритичности N_УИП, сигнал ΔN₀=N_УИП-N_И=0 поступит в устройство ФСП, где запомнится, и в задатчик подкритичности ρ_у, где изменит уставку подкритичности ρ_У. Поскольку уставка N_УИП выше уставки снижения мощности N_УСМ, то сигнал изменения уставки подкритичности ρу придет раньше, чем мощность снизится до уставки снижения мощности N_УСМ. Измененная уставка подкритичности меньше прежней уставки подкритичности. В общем случае измененная уставка подкритичности ρ_у устанавливается равной нулю. Автоматический регулятор будет уменьшать подкритичность реактора, снижение мощности будет замедляться. Когда сигнал вычисленной реактивности станет равным нулю, то есть равным новой уставке подкритичности, то он поступит в устройство ФСП, где ранее был запомнен сигнал ΔN₀=N_УИП-N_И=0. Устройство ФСП выдаст сигнал на переключатель Р_ОСМ, который переключит автоматическое регулирование с управления автоматического регулятора по сигналу Δρ на управление по сигналу ΔN_AP=N_УСМ-N_И. Поскольку в этот момент реактор находится в критическом состоянии, то качество переходного процесса будет определяться разностью между сигналом измеренной мощности и уставкой N_УСМ; а она, в свою очередь, величиной N_УИП. Значение N_УИП зависит от значений уставки снижения мощности N_УСМ и уставки подкритичности ρ_у, а также от времени вывода из подкритического в критическое состояние реактора, которое зависит от скорости введения реактивности органами регулирования. Значения N_УИП определяется или уточняется при математическом моделировании процесса.

Внедрение предлагаемого способа позволяет получить следующий технический результат. Предлагаемый способ регулируемого снижения мощности применим, практически, до любого контролируемого уровня мощности, при котором осуществляется вычисление реактивности с точностью и быстродействием, обеспечивающими надежный и безопасный процесс автоматического регулирования. Существующие способы автоматического снижения мощности ядерного реактора выполнить это не могут.

Предложенный способ управления ядерным реактором исключает большое перерегулирование по мощности и введение большой отрицательной реактивности, приводящие к потере автоматического регулирования реактора по плотности нейтронного потока при быстром и глубоком регулируемом снижении мощности до низкого уровня, например, не превышающего естественных тепловых потерь реактора.

Этот способ близок и не хуже остановки реактора по сигналу аварийной защиты (АЗ), поскольку при возникновении аварийной ситуации обеспечивает контролируемый перевод реактора в контролируемое и регулируемое подкритическое состояние. Одновременно, если сигнал АЗ был ложным или аварийное состояние быстро устраняется, то уменьшается время вывода реактора или реакторной установки на энергетический уровень мощности. Это позволяет сократить время отсутствия выработки энергии энергоустановкой, что сокращает экономические потери.

Дополнительный технический результат заключается в следующем. Внедрение такого способа позволяет большинство остановок реактора по сигналам АЗ перевести в режим предварительной защиты или быстрого регулируемого снижения мощности, что при сохранении уровня безопасности снизит вероятность экономических потерь, особенно в случае ложных срабатываний АЗ. Для транспортных ядерных энергетических установок это позволяет увеличить живучесть транспорта в экстремальных условиях, например морского транспорта во время шторма, и ложного срабатывания АЗ.

Отметим, что на уровнях мощности, соизмеримых с уровнем естественных теплопотерь реактора и реакторной установки, достоверность вычисления реактивности достаточна, чтобы надежно и уверенно обеспечивать контролируемую безопасность.