Система автоматического управления Митенков Ф.М., Чирков В.А

ной, либо отклонение температуры рабочей среды II контура (пара). Действительно, если тепловая мощность реактора

меньше тепловой мощности, отводимой паром II контура,

,

то в I контуре температурный режим не устанавливается, температура теплоносителя I контура постепенно падает (при прочих равных условиях, в частности при

).

Здесь - массовый расход теплоносителя I контура;

-средняя эффективная теплоемкость теплоносителя I контура;

-паропроизводительность;

,- теплосодержание питательной воды и пара.

По мере падения температуры теплоносителя I контура начинает падать и температура пара.

На рис. 8.5 приведена принципиальная схема температурной коррекции

Рис. 8.5. Принципиальная схема автоматического регулирования мощности с коррекцией тока ионизационных камер.

110

Величина коррекции тока ионизационных камер определяется в зависимости от величины рассогласования фактической и заданной средней температуры в реакторе. Температурная коррекция в системе оказывает влияние на протекание большей части переходных режимов реактора. Объясняется это тем, что причина изменения средней температуры теплоносителя не устанавливается (рис. 8.5) и, следовательно, любое ее изменение будет приводить к коррекции тока ионизационных камер. В ряде случаев это может ухудшить протекание переходного процесса. Например, при уменьшении мощности, сопровождающемся снижением средней температуры , коррекция тока камер будет приводить к затяжке переходного процесса. Указанное обстоятельство необходимо учитывать при исследовании качества переходных режимов.

§ 8-3. Система автоматического разогрева.

Выводу энергетического реактора на рабочий уровень мощности предшествует разогрев реактора и всего I контура до рабочих температур, который производится за счет мощности реактора. Регулируемым параметром при этом является скорость разогрева, контролируемыми - мощность реактора, давление и температурные напряжения в наиболее напряженных конструктивных элементах.

Требования к режиму разогрева предусматривают, с одной стороны, максимально возможное сокращение времени разогрева, с другой стороны, исключение недопустимых температурных напряжений.

Учитывая, что при разогреве поля температур в конструктивных элементах являются нестационарными, в ряде случаев теоретическое определение температурных напряжений представляет достаточно сложную задачу. Поэтому весьма желательно хотя бы при первом разогреве непосредственно контролировать уровень напряжений в наиболее напряженных элементах. Разогрев можно вести как при постоянной скорости изменения температуры теплоносителя I контура, так и при переменной.

Поскольку при постоянной скорости возрастания температуры теплоносителя температурные напряжения в элементах конструкций в процессе разогрева изменяются, го скорость изменения температуры должна выбираться по наиболее напряженным элементам конструкции для наиболее опасного диапазона температур. В тех случаях, когда время разогрева реактора должно быть уменьшено, оправдано использование переменной скорости разогрева.

При заданных максимальных температурных напряжениях за счет оптимизации закона изменения скорости время разогрева может быть значительно сокращено.

Выбор скорости разогрева и оптимизация ее изменения зависит от конструкции реактора и оборудования I контура в целом, при разработке которых уже предусматривается определенная скорость разогрева (или закон ее изменения), а

111

при проектировании системы разогрева должны проводиться только уточнение и оптимизация.

Важнейшей особенностью режима разогрева является большое изменение реактивности, обусловленное температурным эффектом (рис. 8.6).

Рис. 8.6. Возможные изменения реактивности в процессе разогрева энергетических реакторов.

Известно, что в энергетических реакторах стремятся обеспечить отрицательный температурный коэффициент реактивности во всем диапазоне изменения температуры теплоносителя от исходной комнатной до номинальной (кривая 1), однако не должны исключаться из рассмотрения случаи, когда на начальном участке разогрева температурный коэффициент реактивности положителен (кривая 2), в частности, из-за недостаточно корректного учета при проектировании вклада различных составляющих.

Поэтому перемещения органов управления при разогреве реактора возможны как в направлении введения положительной, так и отрицательной реактивности.

Если есть функция , то схема (рис. 8.7) будет действительна и

для переменной скорости разогрева, являющейся функцией температуры теплоносителя I контура .

Всхеме может быть предусмотрен либо запрет на повышение скорости разогрева по сигналу достижения предельно допустимых напряжений в некоторых конструктивных элементах, либо подается сигнал на уменьшение скорости разогрева при превышении допустимых напряжений.

Вцелях безопасности предусматривается также ограничение по максимальной мощности реактора в процессе разогрева.

Если при разогреве достигается предельно допустимая мощность, то подается сигнал на ее снижение.

112

Рис. 8.7. Принципиальная схема автоматического управления разогревом реактора при постоянной скорости изменения температуры теплоносителя.

§ 8-4. Система аварийной защиты реактора.

Включение аварийной защиты в состав систем, обеспечивающих работу ядерного энергетического реактора, обусловлено двумя причинами.

1.Ядерный энергетический реактор потенциально опасен для окружающих, и, следовательно, должны предусматриваться технические мероприятия, исключающие реализацию аварийных ситуаций.

2.Работоспособность энергетического реактора определяется не только надежностью его конструктивных элементов и составляющих частей, но и работоспособностью всего оборудования обеспечивающих систем, нарушения которой может приводить к необходимости защитных действий. Во многих случаях

113

эффективные защитные действия осуществляются органами регулирования и компенсации избыточной реактивности без вмешательства органов аварийной защиты по ее сигналам. Поэтому под аварийной защитой следует понимать не замкнутую автономную систему, а систему, координирующую воздействие на реактор ряда систем с целью предупреждения или ограничения развития аварийных ситуаций.

По характеру воздействия на реактор можно выделить следующие виды аварийной защиты:

1.Уменьшение мощности с номинальной скоростью до некоторого предусмотренного уровня.

2.Экстренное уменьшение мощности до некоторого предусмотренного уровня (скорость экстренного снижения мощности может в несколько раз превышать номинальную).

3.Экстренное уменьшение мощности реактора до нуля.

4.Аварийная остановка реактора.

Воздействие на реактор по первым трем видам защиты обеспечивается органами регулирования и компенсации избыточной реактивности. Аварийная остановка реактора достигается за счет срабатывания специальных органов аварийней защиты (обычно поглощающих стержней различного конструктивного исполнения). Для оптимального выбора аварийных сигналов необходимо иметь достаточно точное представление об изменении контролируемых параметров при срабатывании аварийной защиты любого вида и следует учитывать, что аварийные сигналы не должны, с одной стороны, вызывать преждевременного срабатывания аварийной защиты, т. е. до того, как развитие аварийной ситуации достигнет действительно угрожающей стадии, а с другой - запаздывать, поскольку в ряде случаев развитие аварийной ситуации не прекращается одновременно со срабатыванием защиты реактора. В частности, увеличение температуры теплоносителя, давления в первом контуре, уменьшение запаса по отношению к критической тепловой нагрузке в реакторе при некоторых условиях продолжаются в течение некоторого времени и после остановки реактора (за счет остаточного тепловыделения).

Весьма существенным является требование сведения числа аварийных сигналов к необходимому минимуму, поскольку их увеличение приводит (при прочих равных условиях) к усложнению эксплуатации, увеличению числа ложных срабатываний аварийной защиты.

Все аварийные ситуации можно разделить на три группы по месту их зарождения: в реакторе, оборудовании паропроизводящей и паротурбинной частей установки.

Аварийные ситуации в реакторе сопровождаются немедленным изменением таких выходных параметров, как мощность, температура теплоносителя, температура конструктивных элементов.

114

Поскольку запаздывание при этом незначительно, то отклонения указанных параметров могут непосредственно использоваться в качестве аварийных сигналов.

При возникновении аварийных ситуаций, связанных с выходом из строя оборудования ППУ, наблюдается изменение тех же параметров. Хотя запаздывание в регистрации этих -отклонений может в этом случае несколько увеличиться, в большинстве случаев остается возможность использовать отклонения параметров в качестве сигналов аварийной защиты. Однако в зависимости от особенностей установки может появиться необходимость с целью предупреждения недопустимого развития аварийной ситуации использовать сигналы, непосредственно сигнализирующие о выходе из строя того или иного оборудования паропроизводящей установки (например: обесточивание насоса, появление течи в первом контуре и т. д.).

Развитие аварийной ситуации в паротурбинной части установки также могло бы в конце концов привести к изменению параметров первого контура.

Однако запаздывание при этом было бы настолько велико, что при срабатывании аварийной защиты (по отклонению параметров первого контура) не исключалась бы опасность дополнительных повреждений систем установки вследствие развития первоначальной аварийной ситуации.

Поэтому, как правило, сигналы аварийной защиты при выходе из строя отдельных систем (оборудования) паротурбинной части установки должны выбираться непосредственно по контролируемым параметрам соответствующих систем паротурбинной части. Это позволит в кратчайший срок прекратить или уменьшить подачу пара, тем самым предупредить развитие аварии в паротурбинной части. При этом срабатывание аварийной защиты реактора не сопровождается аварийным отклонением параметров первого контура.

Перечень аварийных сигналов и их величины отражают специфические особенности данной установки и поэтому не могут быть универсальными.

Однако имеется ряд сигналов, которые имеются в перечне любой ядерной энергетической установки.

Ниже приведен перечень типичных аварийных сигналов ядерных энергетических установок.

Пуск реактора.

1.Уменьшение периода реактора до недопустимой величины.

2.Обесточивание пусковой аппаратуры.

3.Превышение предельно допустимой мощности при куске реактора.

Работа реактора на мощности.

4.Недопустимое превышение заданного уровня мощности.

5.Недопустимое превышение заданной температуры теплоносителя

115

первого контура.

6.Недопустимое повышение или понижение давления в первом контуре.

7.Недопустимое уменьшение расхода теплоносителя в первом контуре.

8.Аварийные ситуации в оборудовании паропроизводящей и паротурбинной части, которые могут привести к нарушению работоспособности реактора или установки в целом.

Следует заметить, что все виды аварийной защиты связаны с уменьшением мощности установки и дополнительными нагружениями элементов конструкции. Поэтому обычно принимаются различные меры для уменьшения числа срабатываний аварийной защиты. Одной из таких эффективных мер является введение в систему аварийной защиты предупредительной сигнализации, которая включается по тем же сигналам, что и аварийная защита, но для ее включения нужно заметно меньшее отклонение соответствующих параметров от их номинальных значений, чем для срабатывания аварийной защиты.

Смысл введения предупредительной сигнализации заключается в том, чтобы обратить внимание оператора на тенденцию отклонения контролируемых параметров с тем, чтобы за счет вмешательства оператора предупредить увеличение отклонений до аварийных значений и тем самым избежать срабатывания аварийной защиты.

На рис. 8.8 приведена принципиальная схема аварийной защиты, соответствующая изложенным выше условиям. На схеме нельзя видеть, какому сигналу соответствует тот или иной вид аварийной защиты, поскольку это определяется специфическими особенностями ядерной энергетической установки.

Рис. 8.8. Принципиальная схема аварийной защиты реактора.

116

ГЛАВА IX

ТЕПЛООБМЕН В АКТИВНОЙ ЗОНЕ И ЕГО РЕГУЛИРОВАНИЕ

Процессы теплообмена играют значительную роль в ЯЭУ. Это объясняется особенностью используемых схем преобразования энергии деления ядер урана при выработке электроэнергии (в АЭС) или полезной механической работы (судовые ЯЭУ). Действительно, кинетическая энергия осколков деления за счет их торможения превращается в тепловую. В результате температура ядерного топлива в ТВЭ повышается до некоторого уровня, соответствующего плотности энерговыделения и условиям теплоотвода. Тепло через оболочку ТВЭ передается теплоносителю, который в двухконтурных ППУ транспортирует тепло в парогенератор, где генерируется пар. Последний срабатывается в турбине и конденсируется в конденсаторе.

Таким образом, можно выделить три вида основного оборудования в ЯЭУ, где происходят процессы теплообмена, определяющие рабочий технологический процесс ЯЭУ: активная зона реактора, парогенератор и конденсатор.

Процессы теплообмена неизбежны также три охлаждении различного оборудования ЯЭУ, биологической защиты реактора и т. д. Они необходимы для обеспечения нормальной работоспособности ЯЭУ, но не являются непосредственно составными частями рабочего технологического процесса и поэтому не рассматриваются в данной работе.

Перечисленные виды основного оборудования относятся к двухконтурным ЯЭУ (с реакторами типа ВВЭР или с газовым теплоносителем в I контуре).

Для установок типа БН этот перечень необходимо дополнить теплообменником I—II контуров, поскольку в них используется трехконтурная схема, при которой появляется процесс передачи тепла от I натриевого контура ко II промежуточному. Этот процесс осуществляется в теплообменниках I—II контуров и, очевидно, является составной частью рабочего технологического процесса ЯЭУ данного типа. В зависимости от типа установки изменяются число и тип теплообменных агрегатов.

Водноконтурных кипящих установках типа РБМК из перечня, характерного для двухконтурных установок, необходимо исключить парогенератор. В этих установках парогенератор отсутствует (пар генерируется непосредственно в ТВС). Однако они имеют сепаратор, в котором происходит сепарация пара.

Вустановках, использующих газотурбинный цикл (реактор с газовым теплоносителем), нет ни парогенератора, ни сепаратора, если не учитывать случаи утилизации сбросного тепла. Но здесь появляется процесс рекуперации.

Таким образом, перечисленные процессы теплообмена в ЯЭУ, распределенные во времени и пространстве, находятся в тесной взаимосвязи, и нормальная работа установки невозможна без их согласования. Если учесть, что изменения параметров, характеризующих теплоотвод в активной зоне, практически

117

мгновенно приводят к соответствующим изменениям реактивности и последующему изменению мощности, то становится понятной важность и сложность проблемы управления теплоотводом в ЯЭУ.

§9-1. Теплообмен в активной зоне.

Условия теплообмена в данной активной зоне определяются уровнем мощности, распределением плотности энерговыделения, расходом теплоносителя, давлением и температурой теплоносителя на входе.

Уровень мощности реактора в нормальных режимах является величиной заданной. Поэтому можно считать, что теплообмен в активной зоне определяется четырьмя параметрами.

сотную неравномерности. Дополнительно в гетерогенных активных зонах используется коэффициент неравномерности , по сечению ТВС, характеризующий радиальную неравномерность энерговыделения в пределах ТВС. Неравномерность энерговыделения определяется и начальными условиями (стартовыми характеристиками свежей активной зоны), и расположением органов управления, и суммарной знерговыработкой.

Действительно, начальные значения , и за счет физического профилирования могут изменяться в широких пределах. Тин органов управления, их рабочее размещение в объеме активной зоны также существенно влияют на поле энерговыделения. Следовательно, изменяя их расположение по сечению и высоте активной зоны, можно в значительной степени деформировать поле энерговыделения как в целом, так и в локальных областях.

В процессе энерговыработки поле энерговыделения деформируется дополнительно, что обусловлено различным темпом выгорания ядерного топлива по объему активной зоны, в результате чего нарушается исходное распределение концентрации делящихся изотопов. В тех активных зонах, в которых используется выгорающий поглотитель, добавляется влияние изменения распределения концентрации выгорающего поглотителя, темп выгорания которого отличается от темпа выгорания ядерного топлива и также неоднороден по объему активной зоны.

Из всех рассмотренных факторов, влияющих на распределение энерговыделения, только расположение органов управления но высоте активной зоны (для реактора с размещением органов СУЗ на верхней крышке) может изменяться оператором или системой автоматического управления в процессе энерговыработки. Остальные факторы по природе своей таковы, что их влияние на поле энерговыделения может быть использовано в положительных целях только проектантом активной зоны на стадии проектирования или, в крайнем случае, на

118

стадии сдаточных заводских испытаний активных зон (если предусмотрены сдаточные физические испытания и техническая возможность корректировки общего содержания и распределения выгорающего поглотителя).

Использование органов управления с целью деформации поля энерговыделения в желательном направлении в энергетических реакторах широко применяется в корпусных ВВЭР и особенно в канальных реакторах типа РБМК. При этом в некипящих реакторах в качестве рабочих датчиков можно использовать термопары или термометры сопротивления на выходе из ТВС, локальные ионизационные камеры или детекторы прямой зарядки (ДПЗ), а в кипящих только два последних.

В быстрых реакторах локальное воздействие на поле энерговыделения будет практически не эффективно по двум причинам:

—число органов управления в быстрых реакторах значительно меньше, чем в тепловых (например, в БН-350 - 12 (8+4), БН-600 - 28 (21+7), ВВЭР-440 - 37

шт.);

—воздействие каждого органа управления распространяется на относительно большую область по сравнению с тепловыми реакторами.

Расход теплоносителя. Целесообразно различать два типа реакторов:

—с расходом теплоносителя , не зависящим от рабочего уровня

мощности;

пропорционален , а во втором он может быть различным. Общим является существенно более слабая зависимость подогрева от .

В частном случае (рис. 9.2) подогрев вообще может не зависеть от (в рабочем диапазоне изменения мощности). В чистом виде зависимость первого типа в практике не реализуется. Как правило, к реактору подключено несколько петель (реактор Ново-Воронежской АЭС имеет 6 петель, БН-350 — 5 работающих и 1 резервную, «Феникс» — 3). Следовательно, необходимо предусмотреть возможность работы ЯЭУ с различным числом включенных петель и различным числом работающих насосов. В связи с этим для каждого случая будут различны и максимально допустимые уровни мощности и зависимости от (рис. 9.3). Очевидно чем меньше число работающих насосов, тем больше при прочих равных условиях подогрев в реакторе.

Циркуляционные насосы могут иметь и переменные обороты (например, в БН-600) или несколько дискретных скоростей вращения (в БН-350 две скорости