G21D3/08 - регулирование параметров установки

Способ регулирования ядерного реактора

Способ регулирования ядерного реактора по сигналу рассогласования между измеряемой и заданной температурами теплоносителя, отличающийся тем, что, с целью сохранения работоспособности установки и обеспечения теплотехнической надежности активной зоны при изменении расхода теплоносителя, измеряют величину циркуляции теплоносителя и соответственно формируют сигнал уставки заданной температуры...

371833

Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора

Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора, содержащий регулирующий прибор, на вход которого подключены датчики уровня воды в барабане-сепараторе, расхода питательной воды и расхода пара, к выходу регулирующего прибора подсоединен исполнительный механизм, воздействующий на регулирующий орган, управляющий подачей воды в барабан...

736800

Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора

Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора, содержащий регулирующий прибор, на вход которого подключены датчики уровня воды в барабане-сепараторе, расхода питательной воды и расхода пара, к выходу регулирующего прибора подсоединен исполнительный механизм, воздействующий на регулирующий орган, управляющий подачей воды в барабан...

755055

Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора

1. Регулятор уровня воды в барабане-сепараторе циркуляционного контура кипящего канального ядерного реактора, воздействующий на подачу питательной воды в барабан-сепаратор и содержащий регулирующий прибор и подключенные к его входу датчики уровня воды в барабане-сепараторе расхода питательной воды и расхода пара, отличающийся тем, что с целью повышения надежности, регулятор дополнительно...

810000

Способ эксплуатации ядерной двухконтурной установки с водоводяным реактором

Способ эксплуатации ядерной двухконтурной установки с водоводяным реактором, включающий отключение части циркуляционных петель остановом главных циркуляционных насосов и подачу рабочей среды от работающих циркуляционных петель в отключенные и подпитку парогенератора каждой отключенной циркуляционной петли, отличающийся тем, что, с целью повышения надежности при неполном расходе рабочей ср...

1294179

Способ эксплуатации атомной теплоэлектроцентрали

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано на атомных теплоэлектроцентралях при комбинированном производстве тепловой и электрической энергии. Целью иэобретения является повышение эффективности использования топлива для покрытия пиковой нагрузки. Способ эксплуатации атомной теплоэлектроцентрали включает нагрез в системе регенеративного подогрева питатель...

1322883

Система автоматического управления энергоблоком атомной электростанции

1. Система автоматического управления энергоблоком атомной электростанции, содержащая реакторный регулятор, подключенный к системе управления реактором, два турбинных регулятора, системы управления турбиной и электронагревателями компенсатора объема, причем к входам реакторного регулятора подключены датчик нейтронной мощности, датчик давления в втором контуре и задатчик номинального давле...

1429821

Способ автоматического управления энергоблоком атомной электростанции

Способ автоматического управления энергоблоком атомной электростанции, включающий измерение сигналов небалансов между заданной и фактической мощностью энергоблока и между заданным и фактическим давлением пара во втором контуре, поддержание равенства этих сигналов небалансов нулю воздействием на регулирующие клапаны турбины, измерение сигналов небалансов между фактическим и минимально допу...

1447171

Способ управления неаварийным расхолаживанием ядерной энергетической установки

Использование: для управления расхолаживанием ядерной энергетической установки с естественной циркуляцией теплоносителя в контурах охлаждения и отрицательным эффектом реактивности на участке процесса уменьшения физической мощности реактора до пяти и менее процентов ее номинального значения. Сущность изобретения: при снижении мощности реактора путем перемещения в зависимости от управляющег...

2066075

Способ управления энергетическим пуском реактора по мощностному каналу

Использование: для управления по мощностному каналу энергетическим пуском ядерного реактора с программным изменением задающего воздействия, которое выбирается с учетом ограничения максимальной скорости изменения температуры реактора. Сущность изобретения: при управлении энергетическим пуском реактора по мощностному каналу, включающем изменение задающего воздействия по временной программе,...

2071129

Исполнительный механизм системы автоматического управления ядерной энергетической установки

Использование: относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в системах автоматического управления ядерных энергетических установок (ЯЭУ), исполнительный механизм которых имеет общий привод для группы органов регулирования. Сущность: в исполнительном механизме, содержащем привод с двигателем и редуктором, распределительный механизм, кинематические цепи, передающие движе...

2075119

Способ управления ядерным реактором

Сущность: подъем мощности реактора выполняют непрерывно до среднего по высоте активной зоны реактора уровня энерговыделения тепловыделяющих элементов 240-290 Вт/см, на котором мощность удерживают постоянной не менее 10 мин. Дальнейший подъем мощности до уровня 700-800 Вт/см осуществляют по крайней мере с одной промежуточной выдержкой в течение не менее 10 мин и, начиная с уровня 700-300 В...

2084974

Способ управления долгоресурсной космической ядерной энергетической установкой с термоэмиссионным реактором- преобразователем

Назначение: для правления термоэмиссионными реакторами-преобразователями (РП), используемыми в качестве источников электрической энергии в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) космических аппаратов. Сущность изобретения: для повышения ресурсоспособности ЯЭУ подстраивают в токовом канале регулирования задание на ток РП к минимально необходимому значению для характерных режимов потреблен...

2091901

Способ регулирования ядерного реактора водо-водяного типа в режиме продления кампании

Сущность: способ базируется на решении задачи оптимального управления с получением в каждом цикле регулирования максимальной энерговыработки, что позволяет повысить экономичность режима продления кампании. В соответствии с решением оптимизационной задачи снижение мощности производят с максимально допустимой скоростью. Пониженный уровень мощности в каждом цикле режима является минимально д...

2095864

Способ определения парового коэффициента реактивности

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. Согласно способу для определения ПКР отбирают процессы с естественным изменением расхода питательной воды (Gпв), обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах пара, без внесения специальных возмущений и удовлетворяющие следующим условиям: стаби...

2136062

Способ управления ядерной энергетической установкой

Использование: при управлении ядерными энергетическими установками для повышения эффективности управления при одновременном увеличении эксплуатационной надежности установки. Сущность изобретения: способ заключается в сборе и обработке информации, характеризующей состояние, условия и работу установки, анализе, принятии решений и выработке управляющих воздействий в интегрированной управляющ...

2181510

Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива. Способ предусматривает формирование активной зоны в процессе загрузки, выгрузки и программных перемещений тепловыделяющих с...

2218612

Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулированию глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора. Способ включает формирование активной зоны загрузкой тепловыделяющих сборок с распределенным поглотителем нейтронов в процессе программных перемещений и извлечений тепловыделяющих сборок, программн...

2218613

Способ останова энергетического ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива. Технический результат - снижение загрязненности радионуклидами газовых сдувок, тепло...

2234753

Способ поддержания давления в водо-водяном реакторе

Способ поддержания давления в водо-водяном реакторе разработан для использования в области атомной техники. Компенсационный поток воды перед распылением нагревают в нагревателе регулируемой мощности до температуры tвых.а.з.<tкп<ts.. Парциальное давление газа в парогазовом объеме при рабочих параметрах реактора ограничивают величиной Рг=(Pp-Рп)·Kmin/K. Обеспечивается повышение безопас...

2275703

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 установк...

2278427

Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК. Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа РБМК содержит систему управления и защиты, средства для изменения тепловой мощности реактора, регуляторы уровня питательной воды в ба...

2280908

Способ первичного регулирования частоты переменного электрического тока в энергосистеме с участием энергоблоков аэс

Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000. Способ первичного регулирования частоты переменного тока в энергосистеме с участием энергоблоков атомных электростанций, преимущественно ВВЭР-1000, состоит в том, что рабочее давление пара в главном паровом коллекторе второго контура...

2291503

Способ удаления 3he из тяжеловодного контура ядерного реактора

Способ предназначен для использования в технике ядерных реакторов, а именно в способах улучшения радиационной обстановки на АЭС. Способ заключается в удалении 3He из тяжеловодного контура ядерного реактора. Растворенный в воде гелий-3 извлекают из потока D2O в слой кипящей тяжелой воды, переводят в поток пара D2O, отделяют от пара в ректификационной колонке и удаляют из дефлегматора колонки вместе...

2322713

Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора

Предлагаемое техническое решение относится к области ядерной энергетики, в частности к управлению энерговыработкой тепловыделяющих сборок. Активная зона загружается свежим уран-эрбиевым топливом с равномерным и профилированным по высоте обогащением тепловыделяющих сборок. Энерговыделение выравнивается по высоте реактора в процессе программных перестановок тепловыделяющих сборок в пределах трех зо...

2403637

G21D3/08 - регулирование параметров установки

Патенты в этой категории