Автоматизована система регулювання потужності енергоблока для управління ЯЕУ в маневрених режимах з постійною температурою входу в реактор
ARTICLE PDF

Ключові слова

автоматизована система регулювання, управління офсетом, енергоблок атомної станції, метод регулювання, імітаційне моделювання, модель енергоблока

Як цитувати

Todortsev, Y., Tsiselskaya, T., & Nikolskiy, M. (2013). Автоматизована система регулювання потужності енергоблока для управління ЯЕУ в маневрених режимах з постійною температурою входу в реактор. Ядерна та радіаційна безпека, (4(60), 20-25. Retrieved із https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/453

Анотація

Вимоги до експлуатації енергоблока в маневреному режимі — висока надійність і безпека енергоблока, які залежать від стійкості реактора в процесі переходу з одного рівня потужності на інший. Кількісною мірою стійкості реактора є аксіальний офсет. Показано, що зміна температури на вході в активну зону реактора призводить до неконтрольованого збурювання, що впливає на аксіальний офсет і, як наслідок, на стійкість реактора.

Розроблено удосконалену автоматизовану систему регулювання потужністі енергоблока; її особливістю є три нових контури регулювання, використання яких забезпечує стійкість реактора під час маневрування потужністю енергоблока протягом доби.

ARTICLE PDF

Посилання

1. Model of cladding failure estimation for a cycling nuclear unit / M. V. Maksimov, S. N. Pelykh, O. V. Maslov, V. E. Baskakov // Nuclear Engineering and Design. — 2009. —Vol. 239, № 12. — P. 3021—3026.

2. Philimonov P.Е. The “Reactor Simulator” program modeling WWER-1000 load following regimes / P. Е. Philimonov, V. V. Маmichev, S. P. Аveryanova // Atomnaya energiya. — Moskva, 1998. — Т. 84, № 6. — P. 560—563. (Rus)

3. Pelykh S. N. Cladding rupture life control methods for a power-cycling WWER-1000 nuclear unit / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Nuclear Engineering and Design. — 2011. — Vol. 241, № 8. — P. 2956—2963.

4. Pelykh S. N. A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, G. T. Parks // Nuclear Engineering and Design. — 2013. — Vol. 257, № 4. — P. 53—60.

5. Pelykh S. N. Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, V. E. Baskakov // Annals of Nuclear Energy. — 2013. — Iss. 58. — P. 188—197.

6. Maksimov M. V. Principles of controlling fuel-element cladding lifetime in variable VVER-1000 loading regimes / M. V. Maksimov, S. N. Pelykh, R. L. Gontar // Atomic Energy. — 2012. — Vol. 112, No. 4. — P. 241—249.

7. Maksimov M. V. The method of fuel rearrangement control considering fuel element cladding damage and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Problems of Atomic Science and Technology. Ser.: Physics of Radiation Effect and Radiation Materials Science. — 2013. — Iss. 5(87). — P. 24—36.

8. Maksimov M. V. Theory of VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Problems of Atomic Science and Technology. Ser.: Physics of Radiation Effect and Radiation Materials Science. — 2013. — Iss. 2(84). — P. 50—54.

9. Maksimov M. V. A model of a power unit with VVER-1000 as an object of power control / M. V. Maksimov, K. V. Beglov, Т. А. Tsiselskaya // Proceedings of the Odessa polytechnic university. — Odessa, 2012. — Iss. 1(38). — P. 99 —106.