Управление ядерными энергетическими установками: .регулирование параметров установки – G21D 3/08

Изобретение относится к способам расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции (АЭС). АЭС содержит паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водоохлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку, дополнительную паровую турбину, систему производства и хранения водорода и кислорода, систему расхолаживания паропроизводящей установки. Расхолаживание реактора обеспечивается тем, что при полном обесточивании пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений в активной зоне реактора, перегревается и пополняется в необходимом количестве в пароводородном перегревателе путем сжигания водорода и впрыска воды. Затем пар направляется в дополнительную паровую турбину, в которой вырабатывается электроэнергия, необходимая для электроснабжения собственных нужд АЭС и останова энергоблока в плановом режиме. Технический результат - возможность расхолаживания водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС без использования аварийных систем. 1 ил.

Предлагаемое техническое решение относится к области ядерной энергетики, в частности к управлению энерговыработкой тепловыделяющих сборок. Активная зона загружается свежим уран-эрбиевым топливом с равномерным и профилированным по высоте обогащением тепловыделяющих сборок. Энерговыделение выравнивается по высоте реактора в процессе программных перестановок тепловыделяющих сборок в пределах трех зон профилирования энерговыделения. При этом для перестановки используют те ячейки, у которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте тепловыделяющей сборки, по результатам оценки, превышают установленное значение. В выявленные ячейки реактора устанавливаются тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна, со значениями энерговыработок в интервале 2100-2500 МВт*сут/ТВС, подтвержденными результатами инструментальной проверки с учетом содержания в ТВС урана и плутония. Кроме того, инструментальной проверке подвергаются тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна после выдержки с расчетной энерговыработкой, не превышающей 2500 МВт*сут/ТВС.

Изобретение направлено на снижение потребляемого количества ТВС на единицу вырабатываемой электроэнергии, сокращение затрат на транспортировку и хранение ОТВС. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Способ предназначен для использования в технике ядерных реакторов, а именно в способах улучшения радиационной обстановки на АЭС. Способ заключается в удалении ³He из тяжеловодного контура ядерного реактора. Растворенный в воде гелий-3 извлекают из потока D₂O в слой кипящей тяжелой воды, переводят в поток пара D₂O, отделяют от пара в ректификационной колонке и удаляют из дефлегматора колонки вместе с током поддавливающего газа, предпочтительнее азота. Снижаются дозовые нагрузки на обслуживающий персонал. 1 ил.

Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000. Способ первичного регулирования частоты переменного тока в энергосистеме с участием энергоблоков атомных электростанций, преимущественно ВВЭР-1000, состоит в том, что рабочее давление пара в главном паровом коллекторе второго контура поддерживают за счет регулирования мощности реакторной установки с помощью системы автоматического регулирования мощности реактора. Систему автоматического регулирования мощности реактора настраивают на работу с зоной нечувствительности по давлению пара в главном паровом коллекторе второго контура в пределах ±(0,20÷0,25) МПа, что обеспечивает изменение мощности реакторной установки за счет саморегулирования с отрицательной обратной связью между мощностью реакторной установки и температурой теплоносителя первого контура. При давлении пара в главном паровом коллекторе второго контура вне упомянутой зоны нечувствительности ±(0,20÷0,25) МПа регулирование мощности реакторной установки осуществляют за счет перемещения стержней системы управления и защиты реакторной установки. Изобретение позволяет перевести эксплуатацию энергоблоков АЭС в режим первичного регулирования частоты для повышения качества электроэнергии и надежности энергосистемы. 1 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК. Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа РБМК содержит систему управления и защиты, средства для изменения тепловой мощности реактора, регуляторы уровня питательной воды в барабан-сепараторах пара с приводами автоматического или ручного управления. При введении регулирующих стержней в активную зону регистрируют изменение тепловой мощности реактора, давление пара в барабан-сепараторах пара, расход питательной воды по половинам активной зоны реактора. При этом паровой коэффициент реактивности рассчитывают путем решения методом наименьших квадратов системы уравнений баланса реактивности реактора, составленной для каждого измерения с изменением расхода питательной воды и перемещением регулирующих стержней. Изобретение позволяет уменьшить амплитуду возмущения расхода питательной воды, повысить безопасность и эффективность работы атомных станций. 4 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. Способ автоматического управления мощностью ядерной энергетической установки с реактором ВВЭР в режимах регулирования электрической нагрузки в диапазоне 10%-102% номинальной мощности реактора предполагает, что управление упомянутой установкой осуществляют по следующим операциям: - определяют скорость изменения мощности турбины в результате преобразования сигнала по мощности турбины в динамическом элементе с передаточной функцией W(P)=K₄ ·Р/(T₄·Р+1), где P - оператор Лапласа, K ₄ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100, Т ₄ - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 100, и далее выбирают необходимую операцию: или, - при увеличении мощности турбины органы регулирования перемещают вверх при выполнении условия: [(Р_зад.-Р_пара)·K₁ +(N_тг-N_p-pa)+K₅]>0, где Р _зад. - заданное давление пара, Па; Р_пара давление пара. Па; K₁ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 1; N_тг - мощность турбины, %; N_p-pa - мощность реактора, %; К₅ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100; или, - при превышении абсолютного значения разности мощности реактора и мощности турбины на величину более К₆ и при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины органы регулирования перемещают при выполнении условия |N_тг-N_р-pa| К₆, где К₆ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100. Направление перемещения органов регулирования определяют по знаку разности N_тг-N_p-pa; или, - при отклонении мощности реактора от мощности турбины в пределах от -К₆ до +К₆ при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины направление перемещения органов регулирования определяют знаком разности (Р_зад. -Р_пара), причем время перемещения органов регулирования определяют исходя из выполнения условия: (Р_зад-Р _пара)-K₂·(1-exp(-t/T₂))·(Р _зад-Р_пара)/|Р_зад-P_пара | н, где t - время, К₂ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100, Т₂ - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 10⁶, н - зона нечувствительности функции трехпозиционного релейного элемента с возможными значениями от 0 до 10, а время паузы между шагами органов регулирования определяют исходя из выполнения условия: (Р_зад-Р_пара)-К₃·(1-exp(-t/Т ₃))·(Р_зад-Р_пара)/|Р_зад -P_пара| в, где t - время, К₃ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100, Т₃ - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 10, в - зона возврата функции трехпозиционного релейного элемента с возможными значениями от 0 до 10⁶. Управление в соответствии с вышеперечисленными операциями приводит к улучшению условий работы тепловыделяющих элементов активной зоны за счет использования свойств саморегулирования реактора путем минимизации перемещения органов регулирования системы управления и защиты. 4 ил.

Способ поддержания давления в водо-водяном реакторе разработан для использования в области атомной техники. Компенсационный поток воды перед распылением нагревают в нагревателе регулируемой мощности до температуры t_{вых.а.з.}<t_кп <t_s.. Парциальное давление газа в парогазовом объеме при рабочих параметрах реактора ограничивают величиной Рг=(Pp-Рп)·Kmin/K. Обеспечивается повышение безопасности реактора. 1 ил.