[go: up one dir, main page]

SU558655A3 - Nuclear reactor control device - Google Patents

Nuclear reactor control device

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
Russian (ru)
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/en

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(54) DEVICE FOR CONTROL OF A NUCLEAR REACTOR

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.rods, the second group of control rods 10, indicated in the scheme by index “D and used to compensate for the effects of burnout on reactivity, containing about 1/10 of the number of all control rods and moving almost the entire height of the core 2, which is conventionally shown in the diagram by the position 11, the third group of control rods 12, indicated in the diagram by the index “X, and intended to compensate for xenon poisoning, containing less than 1/4 of the number of all control rods. These rods are made of a material that is weakly absorbing neutrons (gray rods) and, either individually or in small groups, are lowered into or removed from the core 2, which is conventionally shown in the diagram with position 13. Temperature sensors 14 and 15 are installed at the exit of the heat exchanger 4 and at the reactor outlet 1. Sensors 14 and 15 are connected to averaging unit 16, the output of which is compared with a predetermined value from setpoint 17 in comparison unit 18, which is connected to proportional-differential (PD) controller 19, which through proportional link 20 with a dead zone of ± 1 ° C is connected to an actuator, for example, a jaw electric drive 21 of rods of the L group, which is shown in the diagram by line 22. The electric drive 21 has a position sensor 23. Blocks 14, 15, 16, 17, 18 , 19, 20, 21 and 23 constitute the means for moving the group of control rods "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 группыThe active zone 2 is equipped with at least two groups of neutron flux sensors 24 and 25 located in its upper and lower regions. These sensors 26 belong to the intraband equipment 27 installed in a known manner, and are connected to amplifiers 28 connected to a subtraction circuit 29 together with a counting device 30 that calculates the total thermal power of the reactor. The calculation of the specified distribution value is performed in block 31, taking into account sensor readings 23. Block 31 is connected via deceleration block 32 to comparator block 33, which is connected to power distribution controller 34, which contains time elements 35 and 36 and proportional link 37 with deadband. After comparing the output signals of the time elements 35 and 36, the power distribution controller 34 is connected to a switch 38, the common contact of which is connected to the comparison unit 39, to another input of which the setting unit 40 of the control rods of the second group D 10 is connected. The output signal of the comparison unit 39 after Comparison with sensor 23 and PD-controller 19 signals is supplied via proportional link 41 with a dead band of ± 5 cm to the input of the actuator actuator for the rods of the second group

«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.“D 10, for example, a scap electric actuator 42. An out-of-instrument measuring device 43 with sensors 44 and 45 is connected to the second contact of the switch 38, summing up the averagers 46, which after subtracting} 1 and their signals are connected to the controller 47.

Средство дл  введени  в активную зону 2 поглощаюш,ей к/йтроны жидкости, например,The means for introducing into the active zone 2 is absorbed, to it liquid liquids, for example,

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.deionate (deionized water) or boric acid contains pipelines 48 for boric acid and pipe 49 for deionate, a pump 50, valves 51 and 52, controlled by an actuator 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 этойThe sensor 54 of the position of the control rods of the group "D 10 is connected to the comparison unit 55 together with the counting device 30 and the setting device 56 of the position of the operating rods of the group" D 10 and then through the second switch 57 from one side to the actuator of the rods of the group X 12, for example, via a proportional link 59 with a dead zone of gb 20 cm, and on the other hand to a drive 53, to the second input of which the sensor 60 of the X 12. Rods position can be connected. The device works as follows. The signals from the temperature sensors 14, 15 are averaged at block 16 and compared at block 18 with a predetermined value. The unbalance signal is fed through the PD controller 19 and the proportional link 20 to the electric drive 21 of the “L 8 rod groups”. The rods of this

группы перемещаютс  так, чтобы обеспечить посто нство общей тепловой мощности реактора .the groups are moved in such a way that the total thermal power of the reactor is constant.

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 After subtracting in block 29, the signals averaged and amplified in blocks 28 from detectors 26 are compared in block 33 to a difference signal and a predetermined signal generated in blocks 31 and 32, and the unbalance signal serves as a task for block 34. In block 31, a signal is generated based on the measurement local power of the top and bottom of the core, taking into account the average temperature of the coolant, the number of revolutions of the pump 5 and the position of the rods of the L 8 group. Then the signal from the block 34 through the switch 38 is supplied for comparison with the signal of the setpoint 40 and after the correction Signals from the means of moving the rods of the "L 8 group" enters through the link 41 to the electric drive 42 of the rods of the "10" group.

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 большейrods of the “D 10” group changes with increasing total reactor thermal power and decreasing local power in the upper part of the core with an instrument that takes into account changes in time in the direction of

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, стержниimmersion depths. This means that when the rods of the “D 10” group are immersed, the rods of the “L 8” group rise so that the power in the upper half of the core rises again. So rods

группы «D 10 будут перемещатьс , когда существует или ожидаетс  нежелптельное распределение мощности.The "D 10" groups will move when non-direct power distribution exists or is awaited.

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 .The proportional controller 59 moves the rods of the "X 12" group only with large signal values from the comparison unit, calculated in block 30 of the reactor thermal power and the position of the rods of the "D 10 group." As an additional value, data from the generator 56 can be used. When the rods of the "X 12" group reach the extreme position, the signal from the sensor 60 activates the drive 53 and delivers a neutron-absorbing fluid to the core. The switch 57 sets the compensation operation mode either by rods of the "X 12" group or by supplying a liquid absorber.

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.The device is especially effective for use with single-type control rods with the length of the absorbing part equal to the height of the active zone, and for high-power reactors having large dimensions, for example, with an active zone more than 3.5 m high.

Claims (3)

1. Устройство дл  управлени   дерным реактором , содержащее первую и вторую группы регулирующих стержней со средствами управлени  их перемещением и средство дл 1. An apparatus for controlling a nuclear reactor, comprising first and second groups of control rods with means for controlling their movement and means for 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.introducing a neutron-absorbing fluid into the active zone, characterized in that, in order to reduce the irregularity of energy release along the height of the core, at least one group of neutron flux sensors are placed in the upper and lower parts of the core and through the subtraction unit, the power distribution controller and the first switch to the setpoint adjuster of the second group of control rods. 2. Устройство по п. 1, отличающеес  тем, что введена треть  регулирующих стержней со средством управлени  их2. The device according to claim 1, characterized in that a third of the control rods is inserted with a means of controlling them перемещением, на вход которой через второй переключатель подключен блок сравнени  положени  стержней второй группы с заданным значением с тепловой мощностью реактора , который через второй переключательby moving, to the input of which, through the second switch, a unit for comparing the position of the rods of the second group with a specified value with the thermal power of the reactor is connected, which through the second switch подключен к средству дл  введени  в активную зону поглощающей нейтроны жидкости.connected to a means for introducing into the active zone a neutron-absorbing fluid. Источники информации, прин тые во внимание при экспертизе:Sources of information taken into account in the examination: 1.Патент США № 3706921, кл. 318-564, 1972 г.1. US patent number 3706921, cl. 318-564, 1972 2.Симпозиум МАГАТЭ, Прага, 1973,  нварь 22-26, Доклад IAEA/M-168/А-8 (Канада ).2. IAEA Symposium, Prague, 1973, January 22-26, Report of the IAEA / M-168 / A-8 (Canada). 3.«Труды семинара по  дерным силовым установкам, раздел «Регулирование  дерных3. “Proceedings of the workshop on nuclear power plants, section“ Regulation of nuclear power plants силовых установок, стр. 57-64, 1970, ФРГ.power plants, pp. 57-64, 1970, Germany. J iJTr JpL4J iJTr JpL4 J3-IIJ3-II Vlf Vlf 46 Ч-546 H-5 VffVff -/6- / 6
SU2042062A 1973-07-23 1974-07-08 Nuclear reactor control device SU558655A3 (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2337354A DE2337354C3 (en) 1973-07-23 1973-07-23 Device for regulating a pressurized water reactor with adjustable control rods

Publications (1)

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

Family

ID=5887730

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU2042062A SU558655A3 (en) 1973-07-23 1974-07-08 Nuclear reactor control device

Country Status (12)

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

Cited By (1)

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

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 (en) * 1977-06-23 1979-01-19 Framatome Sa PROCEDURE FOR MONITORING THE REACTIVITY EFFECTS DUE TO POWER VARIATIONS IN NUCLEAR REACTORS WITH PRESSURIZED WATER
FR2438320A1 (en) * 1978-10-05 1980-04-30 Framatome Sa PROCESS FOR CONDUCTING A LIGHT WATER COOLED NUCLEAR REACTOR
US4432930A (en) * 1980-12-16 1984-02-21 Westinghouse Electric Corp. Spectral shift reactor control method
FR2544907B1 (en) * 1983-04-21 1985-07-19 Framatome Sa METHOD FOR AUTOMATICALLY ADJUSTING THE SOLUBLE BORON CONTENT OF THE COOLING WATER OF A PRESSURE WATER NUCLEAR REACTOR
JPS59196497A (en) * 1983-04-22 1984-11-07 北海道電力株式会社 pressurized water reactor
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
CN119694618A (en) * 2024-11-20 2025-03-25 中广核工程有限公司 Adjustment rod control method and device, electronic equipment, nuclear power plant system and medium

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 (en) * 1967-12-14 1969-12-31 Sulzer Ag Control system for a nuclear reactor plant
GB1284871A (en) * 1968-08-30 1972-08-09 Atomic Power Constr Ltd Improvements in or relating to nuclear reactors
BE755919A (en) * 1969-09-27 1971-02-15 Siemens Ag REGULATION DEVICE FOR PRESSURIZED WATER NUCLEAR REACTOR
BE760096A (en) * 1970-02-19 1971-05-17 Siemens Ag PROCESS FOR ADJUSTING THE POWER OF PRESSURIZED WATER NUCLEAR REACTORS

Cited By (1)

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

Also Published As

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

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SU558655A3 (en) Nuclear reactor control device
GB1580126A (en) Monitoring oxial power distribution within the core of a nuclear reactor using ex-core neutron flux defectors
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
KR0148481B1 (en) Determination and Evaluation Method of Emergency Shutdown Limit of Pressurized Water Reactor
US3625815A (en) Control system for controlling a nuclear reactor plant
US4046624A (en) Method of operating a nuclear reactor
JPS5823916B2 (en) Reactor power supply device
JPS58205893A (en) Method and device for controlling ph of pwr type reactor coolant
Alberman et al. Technique for power ramp tests in the ISABELLE 1 loop of the OSIRIS reactor
RU2310248C1 (en) Nuclear reactor neutron flux monitoring system
JP2001074875A (en) Method for obtaining temperature difference between inlet/outlet of reactor vessel of pressurized water reactor, and method for evaluating performance of pressurized water reactor plant
Blokhintsev et al. The reactor of the USSR Academy of Sciences atomic power station
GB1365775A (en) Process for the steady state measurement of the subcriticality of a nuclear reactor
JPS5811036B2 (en) Output control device for pressure tube reactor
RU2438198C1 (en) Protection method of reactor core of water-cooled power reactor as per local parameters using readings of in-core neutron detectors
JPS5637518A (en) Water level detector within nuclear reactor
Bonnaure et al. DESIGN CRITERIA, ENGINEERING FEATURES AND EXPERIMENTAL PROGRAM OF THE ECO REACTOR. EUR 135. e
Chamiot-Bisson et al. High power and high speed ramps in the OSIRIS reactor
SU1025203A1 (en) Method for automatic control of water level in steam generator drum of two-circuit atomic power plant
JPH04110698A (en) Reactor core surveillance
Itagaki et al. Measurement of Xenon Reactivity in the Reactor of the Nuclear Ship “MUTSU”
Watson The poisoning of NRX pile
JPH0426439B2 (en)
Hulin et al. Preliminary Results of the SNAP 2 Experimental Reactor