Управление ядерной реакцией – G21C 7/00

Изобретение относится к области управления ядерным реактором с принудительной циркуляцией теплоносителя стационарных и транспортных установок. Способ управления ядерным реактором осуществляется путем поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора изменением мощности установки регулирующими органами изменения реактивности, посредством измерения параметров теплоносителя первого контура. Вводят уставку средней температуры теплоносителя первого контура, формируют сигнал отклонения от этой уставки вычисленной средней температуры теплоносителя и по полученному сигналу регулируют циркуляцию теплоносителя реактора, причем дополнительно вводят процесс включения и отключения регулятора средней температуры теплоносителя. При этом отключают регулятор средней температуры в момент включения в работу регулятора поддержания заданной температуры теплоносителя на выходе реактора, а включают - в момент окончания действия регулятора поддержания температуры теплоносителя на выходе реактора. Технический результат - устранение возможных ошибок расчета зависимости температуры пара от температуры теплоносителя, скорости циркуляции теплоносителя реактора и оптимизация эксплуатационных качеств пара, кпд. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Стержень управления и защиты ядерного реактора включает корпус и закрепленные в нем один или несколько поглощающих элементов. По меньшей мере один из элементов содержит оболочку и две заглушки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов. Между оболочкой, верхней заглушкой и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов, а также в их отверстии размещен упругий, газопроницаемый материал, а верхняя заглушка содержит сквозные отверстия во внутреннюю полость. Технический результат - повышение надежности стержня с поглощающим элементом малого диаметра при значительном упрощении конструкции и сохранении его работоспособности. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Группа изобретений относится к способам управления глубиной выгорания ядерного топлива. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управлением местоположением, скоростью и профилем фронта горения управляют флюенсом нейтронов, испытываемым конструкционными материалами тепловыделяющей сборки. Технический результат - снижение риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. 2 н. и 43 з.п. ф-лы, 65 ил.

Изобретение относится к области управления энергетическими стационарными и транспортными установками 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 теплоносителя. Формируют разность сигналов измеренной и заданной скорости изменения температуры теплоносителя, затем интегрируют эту разность сигналов и осуществляют управление регулятором разогрева по сумме сигнала управления по мощности и сигнала результата интегрирования. Дополнительно формируют характеристику отбираемой мощности, затем по этой характеристике задают сигнал, характеризующий отбираемую мощность. При формировании характеристики отбираемой мощности дополнительно учитывают величину и скорость изменения расхода используемой среды второго контура. 2 ил.

Изобретение относится к поглощающему нейтроны материалу на основе гафната диспрозия, содержащему оксиды диспрозия и гафния. Материал дополнительно содержит триоксид молибдена, имеет следующие соотношение компонентов, мас.%:

оксид диспрозия	60 70
оксид гафния	25 35
триоксид молибдена	3 5

и его получают путем твердофазного синтеза при температуре 1500-1700°C в атмосфере воздуха. При этом использованные при получении гафната диспрозия исходные компоненты находятся в наноструктурном состоянии с величиной области когерентного рассеяния менее 100 нм.Предлагаемый материал обладает высокой физической эффективностью, коррозионной стойкостью, радиационной стойкостью и обеспечивает срок службы регулирующих стержней 15 и более лет. 1 пр.

Изобретение относится к материалам, пригодным в качестве выгорающих поглотителей в ядерных реакторах, к элементам, содержащим эти материал, а также к способам их применения. Выгорающие поглотительные материалы по изобретению могут включать природный иридий и обогащенный иридий-193. Элементы по изобретению могут быть изготовлены, сформированы и размещены, чтобы обеспечить требуемые эффекты выгорающих поглотителей, в активной зоне ядерного реактора в составе таких элементов, как верхняя и нижняя стыковые накладки, трубка для воды, разделитель и технологический канал. Выгорающий поглотитель по существу преобразуется только в платину после выдержки в потоке нейтронов в работающем реакторе. Технический результат - улучшение нейтронных характеристик и/или экранирования нейтронного потока в традиционно неиспользуемых местах активной зоны. 3 н. и 6 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности. Сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе титана содержит, вес. %: углерод 0,03-0,10; железо 0,15-0,25; кремний 0,05-0,12; азот 0,01-0,04; алюминий 1,8-2,5; цирконий 2,0-3,0; самарий 0,5-5,0; титан и примеси остальное. Сплав обладает повышенным уровнем поглощения тепловых нейтронов, высокими эксплуатационными и пластическими свойствами. 3 табл., 1 пр.

Изобретение относится к ядерной энергетике. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управление местоположением, скоростью и профилем фронта горения также управляет флюенсом нейтронов, как это испытывается конструкционными материалами тепловыделяющей сборки, с целью снижения риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. Изобретение направлено на оптимизацию управления глубиной выгорания топлива. 3 н. и 55 з.п. ф-лы, 71 ил.

Изобретение относится к конструктивным элементам ядерного реактора на бегущей волне деления. Узел управления потоком теплоносителя соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. Узел управляет потоком теплоносителя в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в модуль ядерного деления. 18 з.п. ф-лы, 54 ил.

Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности. Сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе титана содержит, вес.%: углерод 0,03-0,07, железо 0,15-0,25, кремний 0,05-0,10, азот 0,010-0,030, алюминий 0,05-0,50, бор 1,5-3,5, титан и примеси - остальное. Сплав обладает повышенным уровнем поглощения тепловых нейтронов, высокими эксплуатационными и пластическими свойствами. 3 табл., 1 пр.

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. Способ быстрого снижения мощности позволяет большинство остановок реактора по сигналам аварийной защиты (AЗ) перевести в режим предварительной защиты или быстрого глубокого регулируемого снижения мощности, что при сохранении уровня безопасности снизит вероятность экономических потерь, особенно в случае ложных срабатываний AЗ. Способ управления ядерным реактором заключается в регулировании мощности, в том числе снижении ее до уставки снижения мощности. По сигналу отклонения регулируемого параметра от заданного значения и в зависимости от режима работы ядерного реактора изменяют регулируемый параметр. При этом вводят уставку подкритичности, уставку изменения уставки подкритичности, вычисляют реактивность, формируют сигнал отклонения вычисленной реактивности от уставки подкритичности и отклонение измеренной мощности от уставки снижения. 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. При уменьшении мощности до уставки изменения уставки подкритичности изменяют уставку 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. По сигналу изменения уставки подкритичности уставку мощности изменяют до нуля. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Предлагаемое изобретение относится к системам защиты и диагностики ядерного реактора на быстрых нейтронах АЭС. Устройство защиты ядерного реактора содержит измерители и датчики режимов работы АЭС и системы управления защиты, стержень аварийной защиты для гашения цепной реакции при авариях различного вида, механически соединенный с поворотной пробкой крыши корпуса реактора механизм горизонтального и вертикального перемещения и расположенные на дне корпуса реактора направляющие элементы в виде посадочного гнезда для беспрепятственного перемещения вниз стержня аварийной защиты. Устройство также содержит магнитопровод, якорь и катушку магнитопровода, коммутационный аппарат с приводом, источник питания, блок управления коммутационным аппаратом и демпферную пружину, при этом магнитопровод с катушкой жестко соединен с механизмом горизонтального и вертикального перемещения, якорь магнитопровода жестко соединен с головкой стержня аварийной защиты, посадочное гнездо жестко соединено с нижней частью корпуса ядерного реактора. Магнитопровод и якорь магнитопровода выполнены из магнитного материала с регулируемой за счет химического состава температурой Кюри. Во втором варианте исполнения устройство защиты содержит ускоряющую пружину, которая в ждущем режиме находится в сжатом состоянии между магнитопроводом и якорем магнитопровода. Технический результат предлагаемого изобретения - повышение надежности АЭС. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования скорости накопления изотопа кобальта-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом, и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на увеличение скорости накопления изотопа кобальта-60 в ядерном канальном ядерном реакторе. Задача, решаемая предлагаемым техническим решением, заключается в достижении во всех дополнительных поглотителях расчетных параметров активности кобальта-60 свыше 60 Ки/г. Наработка кобальта-60 в ядерном канальном реакторе осуществляют путем облучения дополнительных поглотителей с кобальтом-59 и включает операции загрузки и выгрузки дополнительных поглотителей из технологических каналов. Предложено дополнительные поглотители с кобальтом-59 первоначально загружать в технологические каналы периферийной зоны реактора, выдерживать в течение 300-600 эффективных суток, затем перегружать в технологические каналы центральной зоны реактора и выдерживать в течение 1550-1600 эффективных суток. 3 ил.

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты. Активная зона ядерного реактора содержит тепловыделяющие сборки с направляющими каналами, поглощающие стержни системы управления и защиты с головкой и поглощающими элементами, имеющими оболочку. На наружной поверхности оболочки поглощающего элемента выполнено как минимум одно диаметральное утолщение, располагающееся в верхней части поглощающего элемента, которое входит в направляющий канал при падении поглощающего стержня. Технический результат - снижение динамических усилий на элементы тепловыделяющей сборки и поглощающего стержня. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.

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.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления ядерной установкой с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки. Способ предусматривает поддержание аксиального офсета в активной зоне реактора. При уменьшении мощности реактора одновременно осуществляют введение борной кислоты в теплоноситель первого контура и рабочей группы органов регулирования системы управления и защиты в активную зону реактора по пропорциональному закону регулирования, а также повышают давление пара в главном паровом коллекторе и парогенераторах. При достижении заданного промежуточного уровня мощности подачу борной кислоты прекращают и подают в первый контур «чистый дистиллят», а после прохождения максимума «йодной ямы» вводят борную кислоту. Для увеличения мощности реактора до нового стационарного уровня осуществляют одновременно введение «чистого дистиллята» в теплоноситель первого контура, выведение рабочей группы органов регулирования из активной зоны реактора по пропорциональному закону регулирования, а также понижают давление пара до величины, обеспечивающей постоянную температуру теплоносителя на входе в реактор. Технический результат - повышение стабильности поля энерговыделения в активной зоне реактора, повышение долговечности оболочек тепловыделяющих элементов, меньшее количество управляющих воздействий и более высокая надежность системы управления реактором при маневрировании мощностью.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем. Стержень управления и защиты ядерного реактора содержит корпус и закрепленные в нем поглощающие элементы, один из которых расположен соосно корпусу, две кольцевые заглушки, наружную и внутреннюю оболочки. Между оболочками размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов. Между оболочками и блоками поглотителя нейтронов дополнительно размещен упругий газопроницаемый материал. Изобретение позволяет повысить безопасность и технический ресурс стержня. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Управляющий стержень, имеющий нижнюю вершину из поглощающего материала, который по существу менее подвержен разбуханию под действием радиационного облучения, чем второй поглощающий материал, который расположен выше нижней вершины из поглощающего материала. Нижняя вершина из поглощающего материала имеет по существу низкую реактивную способность, чем второй поглощающий материал, расположенный от нижней концевой заглушки управляющего стержня до высоты чуть выше демпфера направляющего кольца канала тепловыделяющей сборки ядерного реактора, когда управляющий стержень полностью погружен внутрь направляющего кольца канала. Технический результат - уменьшение разбухания и нагрева материала, поглощающего нейтроны, в демпферной зоне направляющих колец тепловыделяющей сборки. 3 н. и 9 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке легководных реакторов сверхкритического давления с перегревом пара. Способ эксплуатации реактора включает размещение ТВС в активной зоне, их использование в течение определенного времени, осуществление программы перегрузок ТВС. При этом по мере выгорания загруженных в центральную подзону «свежих» ТВС производят последовательно перестановку ТВС из центральной подзоны в среднюю подзону и затем, по мере выгорания, на периферийную подзону. Корпусной ядерный прямоточный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления с перегревом пара, включает корпус реактора, средства подвода воды и отвода пара, связанные с соответствующими коллекторами, образованными под опорной плитой и в верхней части активной зоны, распределенные в активной зоне тепловыделяющие сборки (ТВС). В активной зоне сформированы три радиальные подзоны. Коллекторы, образованные под опорной плитой и в верхней части активной зоны, выполнены в виде участков, обеспечивающих последовательное прохождение потока подводимой воды по трем сформированным подзонам от ТВС периферийной подзоны к ТВС центральной подзоны. Технический результат - снижение температуры оболочек твэлов, уменьшение плотности теплоносителя для компенсации запаса реактивности на выгорание. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов. Ведут обработку мощностного сигнала датчиков нейтронного потока, при которой мощностной сигнал подают на вход цифрового реактиметра, по изменению мощностного сигнала вычисляют реактивность. Обрабатывают выходной сигнал реактиметра с помощью микропроцессора, при этом вычисляют разность между последовательными во времени значениями реактивности. После достижения этой разности величины, не превышающей заданного значения, вычисляют установившийся период ядерного реактора по формуле «обратных часов». Технический результат - устраняются ложные срабатывания аварийной защиты по периоду, за счет ускорения введения сигнала аварийной защиты по периоду ядерного реактора сводится к минимуму вероятность возможных негативных последствий при аварийных ситуациях на ядерном реакторе. 1 ил.

Заявленное изобретение может применяться в конструкциях поглощающих элементов системы управления и защиты корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора. Поглощающий элемент содержит оболочку, внутри которой расположен поглотитель нейтронов, первый наконечник, размещенный над первой частью поглотителя нейтронов, состоящий из хвостовой и утяжеляющей части, жестко соединенных между собой, и второй наконечник, размещенный под второй частью поглотителя нейтронов, соединенные с оболочкой контактно-стыковой сваркой. При этом отношение длины оболочки l к длине поглощающего элемента L составляет от 0,7 до 0,9, а отношение суммарной массы поглотителей нейтронов m к суммарной массе металлических конструкций поглощающего элемента М составляет от 0,2 до 0,64. Техническим результатом является повышение равномерности выгорания поглотителя нейтронов, что обеспечивает возможность более точного прогнозирования его срока службы. 8 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу изготовления поглощающих сердечников с регулируемой поглощающей способностью из материала, поглощающего нейтроны, и предназначенных для применения в поглощающих элементах системы управления и защиты ядерных энергетических реакторов. Заявлен способ изготовления поглощающего сердечника органа регулирования ядерного реактора. Способ включает холодное прессование электролитического порошка гафния или смеси порошков на основе электролитического порошка гафния в брикеты гидравлическим давлением пуансона в цилиндрической пресс-форме с удельным усилием прессования 5,0-6,0 т/см², спекание в вакууме полученного брикета при температуре 900-1150°С в течение 30-60 мин и горячее выдавливание спеченного брикета при температуре 800-1150°С противодавлением через матрицу с переменным профилем воронки с углом конусности входного отверстия 90-100° и углом конусности перед выходным отверстием 50-70°, размещенную в контейнере, нагретом до температуры 200-800°С, с получением поглощающего сердечника в виде прутка, который подвергают термической обработке и шлифовке. Способ обеспечивает технологичность материала при обработке давлением в процессе изготовления поглощающего сердечника при сокращении количества энергоемких операций. 8 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл.

Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при проведении испытаний твэлов в режиме циклического изменения мощности в исследовательском ядерном реакторе. Размещают испытываемые твэлы одновременно в двух каналах реактора с близкими нейтронно-физическими характеристиками, оснащенных экранами, предназначенными для подачи газообразного поглотителя, выводят реактор на мощность и меняют поглощающую способность и соответственно мощность твэлов в каналах за счет изменения давления газообразного поглотителя в экранах. Технический результат - расширение экспериментальных возможностей моделирования происходящих процессов. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к способам регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации. Способ регулирования параметров ядерного реактора по сумме сигналов рассогласования между фактическими и заданными параметрами включает подачу сигнала с выходов первой и второй схем сравнения на соответствующие входы суммирующего усилителя и формирование суммирующего сигнала ошибки на управляющий ключ. В суммарный сигнал ошибки вводят дополнительный стабилизирующий сигнал-градиент эффективной температуры теплоносителя, вычисляемый по формуле:

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к электронному оборудованию систем группового и индивидуального управления органами регулирования системы управления и защиты ядерного реактора. Система состоит из множества идентичных каналов формирования команд управления, каналов силового управления. Каналы физически разделены один от другого. Каждый канал формирования команд управления включает устройство ввода входных сигналов, устройство формирования команд управления, устройство размножения сигналов, устройство оптической связи. Устройство формирования команд управления включает входной регистр, блок алгоритмов, блок мажоритарной обработки. Устройство размножения сигналов включает узел приема, смешивания команд и размножения, узел размножения команд аварийной защиты для блоков силового управления. Канал силового управления включает устройство приема команд управления, блоки силового управления (основной и резервный). Система построена таким образом, что каждый блок силового управления, как основной, так и резервный, получают свой путь прохождения сигналов АЗ от первого и второго комплектов защиты - устройство размножения сигналов для основного БСУ и устройство размножения сигналов для резервного БСУ. Технический результат - обеспечение устойчивости системы к наложению отказов, повышение быстродействия и надежности системы. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам, в частности к управляющим сборкам реактора.

Реактор имеет ряд топливных сборок, каждая из которых состоит из большого числа топливных стержней, удерживаемых в определенном порядке поперечными опорными решетками, ряда направляющих, проходящих сквозь опорные решетки вдоль топливных стержней. Управляющая сборка серых стержней содержит крестовину, которая предназначена для управляемого введения сборок серых стержней в направляющие топливной сборки с целью регулирования уровня мощности реактора. Каждая сборка серых стержней состоит из длинного трубчатого элемента, первой концевой заглушки, второй концевой заглушки, поглотителя нейтронов из практически чистого серебра, распределенного внутри трубчатого элемента и опорной трубки, окружающей поглотитель нейтронов внутри трубчатого элемента. Опорная трубка предотвращает распухание серебра.

Изобретение направлено на улучшение дельта-мощности реактора за счет минимизации площади поверхности, на противодействие объемному распуханию поглотителя нейтронов и на снижение риска растрескивания оболочек поглощающих стержней. 3 н. и 16 з.п. ф-лы, 9 ил.

Изобретение относится к системам релейного регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации. В схему регулирования реактора вводится блок вычисления стабилизирующего сигнала-градиента эффективной температуры теплоносителя, выход которого соединен с дополнительным третьим входом суммирующего усилителя. В результате изменения схемы достигается минимизация перетечек теплоносителя между 1 контуром и газовой системой компенсации при нестационарных и квазистатических режимах, что позволяет избежать термоциклического воздействия на оборудование. Изобретение направлено на повышение надежности оборудования реактора. 1 ил.

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов и может быть использовано в системах контроля положения органов регулирования. Механизм управления ядерного реактора с датчиком пошагового контроля положения органа регулирования содержит соединенный с органом регулирования шток с шунтом, выполненным из магнитных и немагнитных проставок, приводное устройство и индикаторы положения шунта, расположенные внутри герметичного корпуса, заполненного водой первого контура, и обмотки электромагнитов приводного устройства, расположенные снаружи герметичного корпуса. Герметичный корпус выполнен в виде двух концентричных, соединенных в верхней части труб. Соосно с трубами расположен шунт, охватывающий малую трубу. Индикаторы положения шунта размещены внутри малой трубы вдоль оси перемещения штока. Каждому положению штока с органом регулирования соответствует одна и только одна основная кодовая комбинация, снимаемая одновременно со всех индикаторов положения шунта. При каждом шаге приводного устройства или во всех положениях органа регулирования соответствующая кодовая комбинация образуется при замыкании или размыкании магнитными и немагнитными проставками шунта магнитных цепей индикаторов положения шунта. Длины магнитных и немагнитных проставок шунта подобраны так, что при нахождении органа регулирования между i и i+1 шагами приводного устройства промежуточные кодовые комбинации, получающиеся при этом, могут быть отнесены только либо к i, либо к i+1 шагам положения органа регулирования. Шунт штока имеет длину, превышающую величину рабочего хода штока на суммарное значение длин магнитных и немагнитных проставок, обеспечивающее формирование комбинации кодов положения на нижней границе рабочего хода, а также положений в диапазоне от крайнего нижнего положения до нижней границы рабочего хода. При достижении штоком крайнего нижнего положения или крайнего верхнего положения шунт находится в зоне действия индикаторов положения шунта датчика положения шагового. Кодовые комбинации, образующиеся в этих положениях, формируют сигнал на останов приводного устройства механизма управления. При использовании изобретения обеспечивается контроль работы механизма управления ядерного реактора при положении штока с органом регулирования на нижней границе рабочего хода в режиме стоянки, в диапазоне от крайнего нижнего положения до нижней границы рабочего хода в режиме перемещения, а также в крайнем нижнем положении после аварийного сброса. 3 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления мощностью группы ядерных реакторов, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании для снижения дефектности оболочек твэлов. Способ управления выходной мощностью энергоблоков атомной электростанции с использованием систем управления и защиты блоков включает следующие операции. В период временных разгрузок энергоблоков мощность одного из энергоблоков снижают на 30÷50% от номинальной и поддерживают его работу на этом уровне мощности в течение 16-48 часов. При этом выбирают энергоблок с максимальной длительностью эксплуатации после последней остановки на ремонт. Затем энергоблок возвращают в режим номинальной мощности. Изобретение позволяет снизить загрязненность радионуклидами теплоносителя внутренних поверхностей основного технологического контура реактора, увеличить надежность эксплуатации твэлов и уменьшить дозовые затраты при проведении ремонтных работ. 1 табл.

Изобретение относится к электронному оборудованию автоматизированных систем управления технологическими процессами и управляющих систем безопасности атомных электростанций (АЭС) и предназначено для обеспечения функций безопасности по управлению АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Управляющая цифровая система безопасности АЭС содержит множество идентичных обрабатывающих физически разделенных каналов считанных параметров. Каждый канал включает устройство ввода входных сигналов, устройство сравнения, устройство формирования управляющих сигналов, устройство выбора блокировок, устройство управления исполнительными механизмами, индивидуальные каналы управления исполнительными механизмами, каналы оптической связи, межканальные логические интерфейсные связи. В каждом канале принимают и преобразуют в цифровую форму множество входных сигналов, сравнивают цифровые значения считанных параметров с предварительно установленным цифровым значением, формируют, генерируют и передают управляющие сигналы технологических защит и блокировок в устройство выбора блокировок. Генерируют и передают сигналы управления исполнительными механизмами на соответствующее устройство. В этом устройстве генерируют сигналы активации исполнительных механизмов. Сигналы получают индивидуальные каналы управления исполнительными механизмами. Изобретение позволяет повысить устойчивость системы к наложению отказов, устойчивость и надежность связи, надежность системы в целом, повысить быстродействие системы, обеспечить ее гибкую настройку, совместить функции нормальной эксплуатации и защиты АЭС. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 3 ил.