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

вующее отражение в системе управления в виде заложенного набора допустимых зависимостей и алгоритма перехода реактора с одной зависимости на другую.

Рис. 9.2. Зависимость входной и выходной температур теплоносителя от мощности реактора при различном числе работающих насосов.

120

Обеспечение заданного расхода теплоносителя через активную зону реактора еще не гарантирует нормальных условий теплоотвода во всех ТВС. Необходимо обеспечить требуемое распределение расхода теплоносителя по всем ТВС. Возможны два пути решения этой задачи.

В первом случае требуемое распределение достигается вмешательством оператора или автоматической системы на основе соответствующих датчиков, например, термопар, замеряющих температуру на выходе из ТВС (рис. 9.4). Этот путь предполагает наличие соответствующих регулирующих устройств в ТВС. Достоинством такого решения является наиболее экономное использование теплоносителя, а недостатком - неизбежное усложнение как самих ТВС, так и реактора в целом. Регулирование распределения теплоносителя по ТВС нашло применение в канальных реакторах типа РБМК, Candu.

Рис. 9.4. Принципиальная схема регулирования расхода теплоносителя в ТВС.

Другой путь предполагает надежное знание распределения энерговыделения по объему активной зоны и его деформации в течение всей кампании. При этих условиях можно построить огибающую, охватывающую максимумы энерговыделений для всех ТВС (рис. 9.5). В соответствии с этой огибающей и производится распределение расхода теплоносителя по тепловыделяющим сборкам подбором гидравлических сопротивлений ТВС в процессе проектирования. В процессе работы реактора эти сопротивления изменены быть не могут.

Рис. 9.5. Огибающая максимумов энерговыделений в активной зоне.

121

К недостаткам такого пути относится то, что в каждый данный момент в части ТВС теплоноситель не нагревается до максимально допустимой температуры, поэтому неизбежно частичное разбавление теплоносителя после выхода из ТВС. Следствием этого является снижение технико-экономических характеристик реактора. Достоинство этого пути заключается в простоте и надежности конструктивных решений, обусловленных отсутствием регулирующих устройств в ТВС, и упрощении автоматического управления реактора в целом. При этом снижение технико-экономических характеристик стремятся свести к минимуму оптимизацией состава а.з. по такому параметру, как стабильность радиального энергораспределения.

Вданном случае чисто управленческая задача решается проектантом объекта управления без использования какихлибо оперативных регулирующих воздействий.

Метод постоянного распределения расхода теплоносителя по ТВС в соответствии с огибающей максимумов нашел широкое распространение в энергетических реакторах корпусного типа (ВВЭР, БН, HTGR).

Давление теплоносителя. Значимость данного параметра изменяется в широком диапазоне для различных теплоносителей. Действительно, в случае ВВЭР поддержание давления в определенных пределах является важным, поскольку провал давления ниже некоторого уровня грозит вскипанием теплоносителя в ТВС и нарушением работоспособности последних, а повышение давления выше предельного значения недопустимо из-за прочностных характеристик корпусных конструкций и трубопроводов I контура ППУ.

Допустимый диапазон изменения давлений обычно довольно узок.

Вбыстрых реакторах с натриевым тепло носителем давление в I контуре определяется давлением газа над уровнем натрия, высотой уровня и напором

ГЦН. Давление газа (в БН-350 - , в БН-600 - ) выбирается с определенным запасом из условия предупреждения кавитационных явлений в ГЦН и тем самым возможные изменения его величины не имеют такого непосредственного и определяющего влияния на работоспособность ТВС.

Последнее утверждение относится и к реакторам с органическим теплоносителем. В газовых реакторах давление определяет теплотехнические характеристики реактора, но влияние его имеет монотонный плавный характер.

Разная степень значимости давления в случае различных теплоносителей определяет также различные требования к поддержанию проектных величин давления в реакторе и соответственно различные технические способы! и средства их реализации.

§9-2. Теплообмен в неустановившихся режимах.

Различают нестационарные режимы теплообмена двух типов: при нор-

122

мальной эксплуатации реактора (оперативное маневрирование) и при различных аварийных ситуациях.

К первому типу относятся режимы пуска и разогрева, планового изменения уровня мощности, остановка реактора и его нормальное расхолаживание. Во всех случаях происходит неустановившийся теплообмен. При проектировании учитываются дополнительные температурные напряжения, которые неизбежно возникают в конструктивных элементах; изменения реактивности; возможные перерегулирования отдельных параметров. Одна из задач, решаемых при проектировании, - определение максимально допустимой или оптимальной скорости изменения соответствующих режимов, а в дальнейшем техническое обеспечение их реализации при эксплуатации.

Практически при всех режимах отсутствует непосредственный контроль за скоростью изменения температур или напряжений в лимитирующих элементах, а следовательно, не производится соответствующее регулирующее воздействие по этим сигналам. Контролируются и регулируются скорость изменения мощности, скорость изменения температуры теплоносителя, а допустимость условий работы реализуемых соответствующих конструктивных элементов подтверждается соответствующими исследованиями, выполненными на стадии проектирования.

Вотдельных случаях это не исключает использования непосредственного контроля скорости изменения температур и возникающих напряжений в лимитирующих конструктивных элементах. Так, например, в БН-600 предусматривается непосредственный замер температур и напряжений на наружной поверхности корпуса. Для чего предусмотрена целая сетка датчиков (термопар, терморезисторов) на наружной поверхности корпуса реактора. По существу здесь только проверяются проектные данные о напряженности корпуса. По отношению к нестационарным режимам второго типа (аварийные режимы) задачи управления сводятся к введению в действие тех или иных мероприятий, которые либо предупреждают, либо ограничивают развитие данной аварийной ситуации, либо локализуют ее последствия.

Вреакторе абсолютное большинство аварийных нарушений приводит к определенным, порой значительным, отклонениям в условиях теплоотвода из активной зоны, распределения температур и т. д.

Практически невозможно перебрать все аварийные нарушения в реакторе, тем более, что они в значительной степени могут зависеть и от типа реактора, и от его конкретного исполнения, и от схемы энергетической установки в целом. Поэтому только в порядке иллюстрации остановимся на некоторых, достаточно характерных аварийных ситуациях

Течь I контура. Речь идет о больших течах, поскольку малые не могут сказаться на теплообмене ни в реакторе, ни в парогенераторе. Из этого нельзя делать заключение о допустимости малых течей в I контуре, поскольку с точки

123

зрения радиационной опасности и малые течи недопустимы.

По-видимому, критерием для идентификации течи в установках с ВВЭР наиболее удобно использовать падение давления в I контуре и падение уровня в компенсаторе объема пли в корпусе реактора.

В случае реакторов типа БН критерием течи может служить также падение уровня натрия в корпусе реактора в установившемся режиме (по мощности, температуре), а в случае газовых реакторов им может быть только падение давления.

При малых течах заметного падения уровня или давления не происходит, так как течь компенсируется штатными средствами подпитки.

При большой течи для решения задачи управления в первую очередь необходимо обеспечивать предупреждение подплавления и разрушения ТВС, а также предупреждение радиоактивного поражения эксплуатационного персонала и недопустимых экологических последствий.

При проектировании энергетической установки, как правило, проводится исследование режима большой течи, которое имеет конечной целью выработку соответствующих мероприятий и обоснование их достаточности. Часть этих мероприятий реализуется в виде конкретизации тех или иных схемных и конструктивных решений, а другая - в виде специального оборудования, которое должно вводиться в действие при наступлении рассматриваемой аварийной ситуации. Например, системы аварийной подпитки и проливки реактора. Поскольку подпитка должна проводиться по определенной программе (в зависимости, от масштаба течи), то, очевидно, ее необходимо обеспечивать соответствующей системой управления.

Предупреждения радиоактивных выбросов и поражений также требуют соответствующих воздействий ша определенные системы (например, систему вентиляции) и оборудование. Поэтому в системе управления должны быть учтены и такие необходимые управляющие воздействия.

Аварийное превышение мощности. Обычно в энергетических реакторах предусматривается экстреннее снижение мощности или даже остановка (глушение) реактора на случай ее недопустимого превышения над заданным уровнем. Сигнал выбирается при этом так, чтобы при уровне мощности, соответствующем появлению аварийного сигнала, недопустимые нарушения теплообмена не реализовывались. Однако правила проектирования включают рассмотрение и таких аварийных ситуаций, которые встречаются в результате последовательного (или одновременного) наложения ряда аварийных нарушений. В этом случае не всегда можно избежать рассмотрения такого аварийного повышения мощности, которое значительно превышает уровень аварийного сигнала (например, ввод с большой скоростью значительной избыточной реактивности).

В данном случае подплавление ТВС не исключается. После глушения реактора должны быть приняты меры по обеспечению теплоотвода (расхолажи-

124

вание), предупреждению дальнейшего разрушения ТВС и загрязнения контура продуктами деления, а в случае разрушения ТВЭ размыва ядерного топлива.

Снятие остаточного тепловыделения. Известно, что работавший на мощности реактор продолжает оставаться источником тепла в течение длительного времени после его остановки (глушения). Источником энергии при этом является реакции радиоактивных превращений продуктов деления. Уровень тепловыделения зависит от уровня мощности реактора непосредственно перед остановкой, времени работы на этой мощности, всей предыстории работы реактора с момента ввода его в действие, времени, прошедшего после глушения.

Имеется целый ряд теоретических и полуэмпирических формул, удовлетворительно описывающих величину остаточного тепловыделения в зависимости от времени. В частности, широкое распространение получила формула Антермайера:

неудобна для использования. Если учесть, что при исследованиях наибольший интерес представляют первые 60—100 с после остановки реактора, то удобно использовать следующую простую аппроксимацию:

Для энергетических реакторов, особенно транспортных, характерно изменение режима работы по мощности. Определение для данного случая можно провести, используя формулу Антермайера и опираясь на независимость радиоактивных превращений продуктов деления.

125

Заметим, что в первые десятки секунд тепловыделение определяется режимом работы реактора непосредственно перед остановкой (рис. 9.6). Приведенные зависимости действительны в случае и плановой остановки, и аварийного глушения реактора. Однако при проведении расчетов (особенно в аварийных случаях) необходимо иметь в виду, что кроме остаточного тепловыделения, обусловленного радиоактивными превращениями продуктов деления, в течение первых нескольких десятков секунд после остановки реактора мощность тепловыделения определяется реакцией деления, продолжающейся после глушения реактора за счет запаздывающих нейтронов.

В связи с этим тепловая мощность, которая должна отводиться из реак-

—от интенсивности радиоактивного распада продуктов деления (остаточное тепловыделение);

—от величины теплосодержания реактора перед остановкой.

Рис. 9.6. Изменение мощности остаточного тепловыделения после остановки реактора: 1 - реактор работал течение 400 часов на разных мощностях (20, 70, 100, 50%),

2 - реактор работал 100 часов на мощности 50%.

Рис. 9.7. Изменение нейтронной мощности и остаточного тепловыделения после срабатывания аварийной защиты: 1 - нейтронная мощность при , 2 - нейтронная мощность при

, 3 - остаточное тепловыделение.

126

Изменение нейтронной мощности и остаточного тепловыделения после срабатывания аварийной защиты, а также влияние теплопроводности ядерного топлива на спад нейтронной мощности (при прочих равных условиях) изображено на рис. 9.7.

Таким образом, мощность средств расхолаживания, порядок их ввода и время действия зависят во многом от особенностей конструкции и состава активной зоны.

§9-3. Управление теплоотводом в реакторе.

Задача управления (регулирования) теплообменом в реакторе состоит в обеспечении таких условий теплоотвода от ТВЭ, при которых

—гарантируется их работоспособность (т. е. фактические условия теплоотвода не хуже проектных) в течение ресурсного срока;

—по возможности обеспечивается одинаковый (близкий) подогрев во всех ТВС (необходимое условие оптимизации технико-экономических характеристик реактора и ЯЭУ в делом).

Для реализации такого управления предусматривается измерение:

——»— температуры теплоносителя на входе и выходе реактора (ак-

тивной зоны) , ;

——»— температуры на выходе ТВС;

——»— общего расхода теплоносителя

——»— расхода через отдельные ТВС.

Вкипящих реакторах дополнительно измеряется общее паросодержание

ипаросодержание в отдельных ТВС.

При анализе схем управления теплоотводом различают корпусные и канальные реакторы. В корпусных реакторах обычно регулируется общий расход теплоносителя, а на расход в отдельных каналах управляющее воздействие исключается. При этом регулирование производится по выходной или средней температурам теплоносителя, зависимость которых от мощности считается заданной (см. рис. 9.1, 9.2, 9.8). Очевидно, что с таким же успехом регулирование

может осуществляться и по температуре .

В канальных реакторах (типа РБМК, Candu) можно регулировать условия теплоотвода в каждом канале при изменении расхода теплоносителя в зависимости от температуры на выходе из ТВС.

Другой вид воздействия на условия теплоотвода — изменение уровня мощности.

Мощность может изменяться по реактору в целом и локально в некоторой части ТВС при сохранении мощности реактора. Очевидно, что во втором случае речь идет о направленной деформации поля энерговыделения, при которой в одной части ТВС мощность уменьшается, в другой — возрастает (например, реак-

127

торы РБМК, "ДЖЕНТЛИ-I", которые имеют так называемые системы управления энергораспределением) .

Рис. 9.8. Зависимость средней температуры теплоносителя от мощности для реакторов типа ВВЭР.

Рис. 9.9. Схема активной зоны реактора АЭС "ДЖЕНТЛИ-I".

Рассмотрим схематический план активной зоны реактора АЭС "ДЖЕНТЛИ-I" (рис. 9.9). По числу органов регулирования реактор разбит на 7 зон (стержней-поглотителей). Каждый из стержней-поглотителей и все одновременно можно использовать для изменения реактивности. Три ионизационные камеры А, Б, В обеспечивают выдачу безынерционного сигнала для регулирования общей мощности реактора. Регулирование энергораспределения должно обеспечить поддержание одинаковой мощности каждой зоны. Необходимое воздействие на уровень мощности каждой зоны оказывает орган регулирования — поглощающий стержень по соответствующему сигналу. Основная проблема состоит в выработке управляющего сигнала для каждого стержня-поглотителя.

Для определения энергораспределения по зонам используется измерение мощности топливных каналов. Поскольку режим работы реактора с кипением, то измерение мощности отдельных каналов связано с определением паросодержания, которое вычисляется на основании, фактических теплогидравлических данных ( ).

.

128

Так определяется мощность 40 из 308 каналов реактора. Измерения в каждой зоне используются для вычисления средней мощности зоны .

Структурные схемы определения мощности зоны и управления энергораспределением реактора АЭС "ДЖЕНТЛИ-I" приведены на рис. 9.10, 9.11.

Рис. 9.10. Схема определения мощности зоны.

Для улучшения качества регулирования система была доработана так, что сигнал управления для каждого из семи поглотителей вычисляется по сумме взвешенных сигналов от 40 топливных каналов с датчиками. Вклад каждого канала в сигнал управления определяется связью данного поглотителя с конкретным каналом.

В реакторе РБМК Ленинградской АЭС сигнал, соответствующий уровню мощности реактора, формируется существенно отличным способом от реактора "ДЖЕНТЛИ-I".

Вместо суммирования токов ионизационных камер А, Б, В с последующим усреднением сигнала и сравнением его с сигналом от задатчика мощ-

129