SU558655A3 - Устройство дл управлени дерным реактором - Google Patents

Устройство дл управлени дерным реактором

Info

Publication number
SU558655A3
SU558655A3 SU2042062A SU2042062A SU558655A3 SU 558655 A3 SU558655 A3 SU 558655A3 SU 2042062 A SU2042062 A SU 2042062A SU 2042062 A SU2042062 A SU 2042062A SU 558655 A3 SU558655 A3 SU 558655A3
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
rods
group
switch
control rods
controlling
Prior art date
Application number
SU2042062A
Other languages
English (en)
Inventor
Аляйте Вернер
Бок Хайнц-Вильхельм
Original Assignee
Сименс Аг (Фирма)
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Сименс Аг (Фирма) filed Critical Сименс Аг (Фирма)
Application granted granted Critical
Publication of SU558655A3 publication Critical patent/SU558655A3/ru

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/36Control circuits
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

(54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ
щих стержней, втора  группа регулирующих стержней 10, обозначенна  на схеме нндексом «D и служаща  дл  компенсации воздействи  выгорани  на реактивность, содержаща  около 1/10 от числа всех регулирующих стержней и перемещаема  практически по всей высоте активной зоны 2, что условно показано на схеме позицией 11, треть  группа регулирующих стержней 12, обозначенна  на схеме индексом «X и предназначенна  дл  компенсации ксенонового отравлени , содержаща  менее 1/4 от числа всех регулирующих стержней. Эти стержни выполнены из слабопаглощающего нейтроны материала (серые стержни) и по отдельности или малыми группами опущены в активную зону 2 или извлечены из нее, что условно показано на схеме позицией 13. На контуре теплоносител  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 усреднени  16, выход которого сравниваетс  с заданным значением от задатчика 17 в блоке сравнени  18, который подключен к пропорционально-дифференциальному (ПД) регул тору 19, который через пропорциональное звено 20 с зоной нечувствительности ± 1°С подключен к исполнительному механизму, например, щаговому электроприводу 21 стержней группы «L, что показано на схеме линией действи  22. Электропривод 21 имеет датчик положени  23. Блоки 14, 15, 16, 17, 18, 19, 20, 21 и 23 составл ют средство перемещени  группы регулирующих стержней «L 8.
Активна  зона 2 оборудована по меньщей мере двум  группами датчиков нейтронного потока 24 и 25, размещенными в верхней и нижней област х ее. Эти датчики 26 принадлежат к внутризонному оборудованию 27, устанавливаемому известным способом, и подключены к усилител м 28, подключенным к схеме вычитани  29 вместе со счетным устройством 30, вычисл ющим общую тепловую мощность реактора. Расчет заданного значени  распределени  сгорани  производитс  в блоке 31 с учетом показаний датчика 23. Блок 31 через блок замедлени  32 подключен к блоку сравнени  33, который подключен к регул тору распределени  мощности 34, содержащему временные элементы 35 и 36 и пропорциональное звено 37 с зоной нечувствительности . После сравнени  выходных сигналов временных элементов 35 и 36 регул тор распределени  мощности 34 подключен к переключателю 38, общий контакт которого подключен к блоку сравнени  39, на другой вход которого подключен задатчик 40 положени  регулирующих стержней второй группы «D 10. Выходной сигнал блока сравнени  39 после сравнени  с сигналами датчика 23 и ПД-регул тора 19 подаетс  через пропорциональное звено 41 с зоной нечувствительности ± 5 см на вход исполнительного механизма привода стержней второй группы
«D 10, например, щаговый электропривод 42. Ко второму контакту переключател  38 подключено внереакторное измерительное устройство 43 с датчиками 44 и 45, суммирующее усреднители 46, которые поосле вычита}1и  их сигналов подключены к регул тору 47.
Средство дл  введени  в активную зону 2 поглощаюш,ей к/йтроны жидкости, например,
деионата (деионизированной воды) или борной кислоты содержит трубопроводы 48 дл  борной кислоты и трубопровод 49 дл  деионата , насос 50, вентили 51 и 52, управл емые приводом 53.
Датчик 54 положени  регулирующих стержней группы «D 10 подключен к блоку сравнени  55 вместе со счетным устройством 30 и задатчиком 56 положени  peгyvтиpyющиx стержней группы «D 10 и далее через второй переключатель 57 с одной стороны к исполнительному механизму привода стержней группы «X 12, например, щаговому электроприводу 58 через пропорциональное звено 59 с зоной нечувствительности гЬ 20 см, а с другой стороны - к приводу 53, на второй вход которого может быть подключен датчик 60 положени  стержней группы «X 12. Устройство работает следующим образом. Сигналы с датчиков 14, 15 температуры усредн ютс  в блоке 16 и сравниваютс  в блоке 18 с заданным значением. Сигнал разбаланса поступает через ПД-регул тор 19 и пропорциональное звено 20 на электропривод 21 группы стержней «L 8. Стержни этой
группы перемещаютс  так, чтобы обеспечить посто нство общей тепловой мощности реактора .
После вычитани  в блоке 29 усредненных и усиленных в блоках 28 сигналов с детекторов 26 осуществл етс  сравнение в блоке 33 разностного сигнала и заданного сигнала, вырабатываемого в блоках 31 и 32 и сигнал разбаланса служит заданием дл  блока 34. В блоке 31 формируетс  сигнал на основе измерени  местной мощности верха и низа активной зоны с учетом средней температуры теплоносител , числа оборотов насоса 5 и положени  стержней группы «L 8. Затем сигнал с блока 34 через переключатель 38 поступает дл  сравнени  с сигналом задатчика 40 и после корректировки по сигналам от средства перемещени  стержней группы «L 8 поступает через звено 41 на электропривод 42 стержней группы « 10. Задание дл 
стержней группы «D 10 измен етс  с ростом общей тепловой мощности реактора и уменьщаемой местной мощностью в верхней части активной зоны прибором, учитывающим изменени  во времени в направлении большей
глубины погружени . Это значит, что при погружении стержней группы «D 10 происходит подъем стержней группы «L 8 так, что мощность в верхней половине активной зоны снова повышаетс . Таким образом, стержни
группы «D 10 будут перемещатьс , когда существует или ожидаетс  нежелптельное распределение мощности.
Пропорциональный регул тор 59 перемещает стержни группы «X 12 только при больщих значени х сигнала с блока сравнени , рассчитанной в блоке 30 величины тепловой мощности реактора и данных о положении стержней группы «D 10. В качестве дополнительной величины могут быть использованы данные от задатчика 56. Когда стержни группы «Х 12 достигнут крайнего положени , по сигналу с датчика 60 включаетс  привод 53 и в активную зону подаетс  поглощающа  нейтроны жидкость. Переключателем 57 задаетс  режим работы компенсации либо стержн ми группы «X 12, либо подачей жидкого поглотител .
Устройство особенно эффективно примен ть с однотипными стержн ми регулировани  с длиной поглощающей части, равной высоте активной зоны, и дл  реа кторов большой мощности, имеющих большие габариты, например, с активной зоной высотой более 3,5 м.

Claims (3)

1. Устройство дл  управлени   дерным реактором , содержащее первую и вторую группы регулирующих стержней со средствами управлени  их перемещением и средство дл 
введени  в активную зону поглощающей нейтроны жидкости, отличающеес  тем,что, с целью уменьщени  неравномерности энерговыделени  по высоте активной зоны, введены по меньшей мере по одной группе датчиков нейтронного потока, размещенные в верхл й и нижней част х активной зоны и йнные через блок вычитани , регул тор распределени  мощности и первый переключатель к задатчику положени  второй группы регулирующих стержней.
2. Устройство по п. 1, отличающеес  тем, что введена треть  регулирующих стержней со средством управлени  их
перемещением, на вход которой через второй переключатель подключен блок сравнени  положени  стержней второй группы с заданным значением с тепловой мощностью реактора , который через второй переключатель
подключен к средству дл  введени  в активную зону поглощающей нейтроны жидкости.
Источники информации, прин тые во внимание при экспертизе:
1.Патент США № 3706921, кл. 318-564, 1972 г.
2.Симпозиум МАГАТЭ, Прага, 1973,  нварь 22-26, Доклад IAEA/M-168/А-8 (Канада ).
3.«Труды семинара по  дерным силовым установкам, раздел «Регулирование  дерных
силовых установок, стр. 57-64, 1970, ФРГ.
J iJTr JpL4
J3-II
Vlf
46 Ч-5
Vff
-/6
SU2042062A 1973-07-23 1974-07-08 Устройство дл управлени дерным реактором SU558655A3 (ru)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2337354A DE2337354C3 (de) 1973-07-23 1973-07-23 Vorrichtung zur Regelung eines Druckwasserreaktors mit verstellbaren Steuerstäben

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU558655A3 true SU558655A3 (ru) 1977-05-15

Family

ID=5887730

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU2042062A SU558655A3 (ru) 1973-07-23 1974-07-08 Устройство дл управлени дерным реактором

Country Status (12)

Country Link
JP (1) JPS605917B2 (ru)
AT (1) AT370551B (ru)
BE (1) BE817800A (ru)
BR (1) BR7406023D0 (ru)
CH (1) CH571756A5 (ru)
DE (1) DE2337354C3 (ru)
ES (1) ES428493A1 (ru)
FR (1) FR2238992B1 (ru)
GB (1) GB1480148A (ru)
IT (1) IT1017253B (ru)
SE (1) SE418657B (ru)
SU (1) SU558655A3 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2338275C2 (ru) * 2003-02-04 2008-11-10 Мишель ЭМЕН Ядерный реактор

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4129475A (en) * 1975-07-31 1978-12-12 Westinghouse Electric Corp. Method of operating a nuclear reactor
FR2395572A1 (fr) * 1977-06-23 1979-01-19 Framatome Sa Procede de controle des effets de reactivite dus aux variations de puissance dans les reacteurs nucleaires a eau pressurisee
FR2438320A1 (fr) * 1978-10-05 1980-04-30 Framatome Sa Procede de conduite d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau legere
US4432930A (en) * 1980-12-16 1984-02-21 Westinghouse Electric Corp. Spectral shift reactor control method
FR2544907B1 (fr) * 1983-04-21 1985-07-19 Framatome Sa Procede de reglage automatique de la teneur en bore soluble de l'eau de refroidissement d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
JPS59196497A (ja) * 1983-04-22 1984-11-07 北海道電力株式会社 加圧水型原子炉
US4637910A (en) * 1984-01-20 1987-01-20 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for continuous on-line synthesis of power distribution in a nuclear reactor core
US4717528A (en) * 1985-02-19 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Control rod control system
CN119694618B (zh) * 2024-11-20 2026-02-10 中广核工程有限公司 调节棒控制方法和装置、电子设备、核电站系统及介质

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB861975A (en) * 1958-03-31 1961-03-01 Gen Electric Co Ltd Improvements in or relating to nuclear reactors
CH483696A (de) * 1967-12-14 1969-12-31 Sulzer Ag Regelsystem für eine Kernreaktoranlage
GB1284871A (en) * 1968-08-30 1972-08-09 Atomic Power Constr Ltd Improvements in or relating to nuclear reactors
BE755919A (fr) * 1969-09-27 1971-02-15 Siemens Ag Dispositif de regulation pour reacteur nucleaire a eau sous pression
BE760096A (fr) * 1970-02-19 1971-05-17 Siemens Ag Procede de reglage de la puissance de reacteurs nucleaires a eau sous pression

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2338275C2 (ru) * 2003-02-04 2008-11-10 Мишель ЭМЕН Ядерный реактор

Also Published As

Publication number Publication date
DE2337354C3 (de) 1981-06-25
JPS605917B2 (ja) 1985-02-14
SE418657B (sv) 1981-06-15
FR2238992A1 (ru) 1975-02-21
FR2238992B1 (ru) 1980-07-25
DE2337354A1 (de) 1975-02-06
IT1017253B (it) 1977-07-20
ATA519174A (de) 1982-08-15
JPS5042298A (ru) 1975-04-17
CH571756A5 (ru) 1976-01-15
BR7406023D0 (pt) 1975-05-13
SE7409516L (ru) 1975-01-24
AT370551B (de) 1983-04-11
DE2337354B2 (de) 1980-09-04
ES428493A1 (es) 1976-08-16
GB1480148A (en) 1977-07-20
BE817800A (fr) 1974-11-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
GB1580126A (en) Monitoring oxial power distribution within the core of a nuclear reactor using ex-core neutron flux defectors
KR0130203B1 (ko) 가압수형 원자로의 동력 복귀능력의 결정 및 계산 방법
JPH0511596B2 (ru)
CN106098125A (zh) 一种燃料组件水下定位格架宽度测量系统及其测量方法
CN106653110A (zh) 大型先进反应堆压力容器外部冷却全高度综合试验平台
US3898467A (en) Method and apparatus for continuous monitoring and control of neutron absorption properties of chemical shim with temperature compensation
EP2153446B1 (en) Electrochemical corrosion potential device and method
US3762993A (en) Apparatus for detecting reactor fuel tube failures
KR0148481B1 (ko) 가압수형 원자로의 비상차단한계의 결정및 평가방법
US3625815A (en) Control system for controlling a nuclear reactor plant
GB1480148A (en) Pressurised water reactor
JPS58205893A (ja) 加圧水型原子炉の冷却水のpHを調整する方法およびその装置
JPS5823916B2 (ja) 原子炉出力供給装置
US4627955A (en) Process for detecting the variations in the reactivity of the core of a pressurized water nuclear reactor and device for making use of this process
Alberman et al. Technique for power ramp tests in the ISABELLE 1 loop of the OSIRIS reactor
US2872400A (en) Reactor monitoring
FR2372495A1 (fr) Reacteur nucleaire et procede de determination de la repartition de puissance dans un coeur de reacteur
Blokhintsev et al. The reactor of the USSR Academy of Sciences atomic power station
KR800001625B1 (ko) 원자 로심의 축방향 출력분포 검사방법
Kahraman et al. Experimental investigation of par device for hydrogen recombination in reko-4 facility
JPS5637518A (en) Water level detector within nuclear reactor
SU1025203A1 (ru) Способ автоматического регулировани уровн воды в барабане парогенератора двухконтурной атомной электрической станции
Watson The poisoning of NRX pile
JPH04110698A (ja) 炉心監視装置
Itagaki et al. Measurement of Xenon Reactivity in the Reactor of the Nuclear Ship “MUTSU”