Управление ядерными энергетическими установками: ..путем совместного использования переменных величин, характеризующих поток нейтронов и охлаждающий поток, например температуры или давления – G21D 3/10

МПКРаздел GG21G21DG21D 3/00G21D 3/10
Раздел G ФИЗИКА
G21 Ядерная физика, ядерная техника
G21D Ядерные энергетические установки
G21D 3/00 Управление ядерными энергетическими установками
G21D 3/10 ..путем совместного использования переменных величин, характеризующих поток нейтронов и охлаждающий поток, например температуры или давления 

Патенты в данной категории

СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ ПАРАМЕТРОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

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:

2413315
патент выдан:
опубликован: 27.02.2011
СПОСОБ РАБОТЫ АЭС С ВОДО-ВОДЯНЫМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ ЯДЕРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при эксплуатации АЭС на водо-водяных реакторах с удлиненным топливным циклом. Способ работы АЭС включает заполнение активных зон (а.з.) реакторов замедлителем из смеси тяжелой воды (D2O) и обычной воды с добавкой борной кислоты, введение в а.з. этих реакторов вытеснителей, последующее постепенное извлечение вытеснителей и продувку а.з. реакторов водой для плавного снижения содержания тяжелой воды в замедлителе. Продувку а.з. реакторов начинают обычной водой. Первым продувают реактор с замедлителем наиболее низкой концентрации тяжелой воды и ведут продувку до почти полного удаления D2O из замедлителя. Часть продувочной воды направляют в буферную емкость. Другую часть используют для продувки а.з. второго реактора с концентрацией тяжелой воды в замедлителе несколько больше, чем у первого. Продувку ведут, пока концентрация во втором реакторе не станет близкой к концентрации в первом. Часть продувочной воды направляют в буферную емкость второго реактора. Другую часть направляют на продувку а.з. следующего реактора и так поочередно продувают все реакторы АЭС. Последним продувают а.з. реактора с самой высокой концентрацией. Продувочную воду после продувки последнего реактора обогащают до начальной концентрации в первом реакторе и ее используют в качестве замедлителя а.з. реактора с нулевой концентрацией. Продувочную воду из буферных емкостей обогащают методом электролиза и используют в качестве замедлителя в дальнейшем. Изобретение позволяет снизить расход обычной воды и затраты при получении тяжелой воды. 1 ил.

2361298
патент выдан:
опубликован: 10.07.2009
СПОСОБ АВТОМАТИЧЕСКОГО УПРАВЛЕНИЯ МОЩНОСТЬЮ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С РЕАКТОРОМ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА

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: [(Рзад.пара)·K1 +(Nтг-Np-pa)+K5]>0, где Р зад. - заданное давление пара, Па; Рпара давление пара. Па; K1 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 1; Nтг - мощность турбины, %; Np-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 |Nтг-Nр-pa| К6, где К6 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100. Направление перемещения органов регулирования определяют по знаку разности Nтг-Np-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 (Рзад.пара), причем время перемещения органов регулирования определяют исходя из выполнения условия: (Рзад пара)-K2·(1-exp(-t/T2))·(Р задпара)/|Рзад-Pпара | 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: (Рзадпара)-К3·(1-exp(-t/Т 3))·(Рзадпара)/|Рзад -Pпара| 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.

2278427
патент выдан:
опубликован: 20.06.2006
СПОСОБ ВЫРАБОТКИ ЭНЕРГИИ ИЗ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА, УСИЛИТЕЛЬ МОЩНОСТИ ДЛЯ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ СПОСОБА, ЭНЕРГОВЫРАБАТЫВАЮЩАЯ УСТАНОВКА

Использование: для выработки энергии из ядерного топлива, содержащегося в камере, с помощью процесса воспроизводства делящегося элемента из воспроизводящего элемента топлива через -предшественник указанного делящегося элемента и деления делящегося элемента. Техническим результатом является исключение необходимости непрерывной регенерации ядерного топлива в схеме производства энергии, возможность использования тория в качестве главного компонента ядерного топлива. Сущность изобретения: пучок частиц высокой энергии направляют в камеру для взаимодействия с тяжелыми ядрами, содержащимися в камере, для производства нейтронов высокой энергии. Полученные нейтроны размножают в докритических условиях с помощью процесса воспроизводства и деления. Процесс производства и деления проводят внутри камеры. 3 с. и 33 з. п. ф-лы, 5 табл. , 21 ил.
2178209
патент выдан:
опубликован: 10.01.2002
ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ ЭЛЕКТРОЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при решении проблемы ядерного ожигания оружейного плутония и урана - 235 с получением полезной энергии. Техническим результатом изобретения является повышение эффективности производства электроэнергии за счет введения в электроядерную установку, содержащую ускоритель и подкритический бланкет, m нейтронных вентилей, разделяющих объем бланкета на (m + 1) размножающие подкритические секции, (m + 1) внутризонных детекторов нейтронов и многоканального измерителя реактивностей. Секционированный бланкет обеспечивает высокий коэффициент умножения нейтронов без повышения эффективного коэффициента размножения нейтронов для каждой секции, что позволяет понизить энергопотребление ускорителя. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
2035072
патент выдан:
опубликован: 10.05.1995
ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА

Использование: ядерная энергетика. Сущность изобретения: установка содержит по крайней мере один ускоритель и одну подкритическую и размножающую нейтроны ячейку, выполненную в виде размещенного в защитном боксе цилиндрического бланкета, расположенного вокруг нейтронопроизводящей мишени, взаимодействующей с пучком ионов ускорителя. Бланкет разделен на размножающиеся нейтроны секции по крайней мере одним кольцевым нейтронным вентилем. Поглощение потока нейтронов вентилем из размножающей секции в соседнюю по направлению к мишени составляет 10 - 1000 раз. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
2035070
патент выдан:
опубликован: 10.05.1995
Наверх