SU558655A3 - Nuclear reactor control device - Google Patents
Nuclear reactor control deviceInfo
- 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
Links
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 3
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 3
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 2
- 238000012935 Averaging Methods 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 239000008367 deionised water Substances 0.000 description 1
- 229910021641 deionized water Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000007654 immersion Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 231100000572 poisoning Toxicity 0.000 description 1
- 230000000607 poisoning effect Effects 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 description 1
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control 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
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear 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)
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)
| 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)
| 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)
| 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 |
-
1973
- 1973-07-23 DE DE2337354A patent/DE2337354C3/en not_active Expired
-
1974
- 1974-06-24 AT AT0519174A patent/AT370551B/en not_active IP Right Cessation
- 1974-06-27 CH CH882074A patent/CH571756A5/xx not_active IP Right Cessation
- 1974-07-08 SU SU2042062A patent/SU558655A3/en active
- 1974-07-15 FR FR7424508A patent/FR2238992B1/fr not_active Expired
- 1974-07-18 IT IT25300774A patent/IT1017253B/en active
- 1974-07-18 BE BE146683A patent/BE817800A/en not_active IP Right Cessation
- 1974-07-22 SE SE7409516A patent/SE418657B/en unknown
- 1974-07-22 BR BR6023/74A patent/BR7406023D0/en unknown
- 1974-07-22 ES ES428493A patent/ES428493A1/en not_active Expired
- 1974-07-23 JP JP49084547A patent/JPS605917B2/en not_active Expired
- 1974-07-23 GB GB32562/74A patent/GB1480148A/en not_active Expired
Cited By (1)
| 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 |