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

ности в реакторе РБМК суммируются отклонения мощности, каждое из которых вырабатывается в своем измерительном канале сравнением сигнала одной ионизационной камеры с сигналом от задатчика мощности (рис. 9.12, 9.13). Такая схема позволяет упростить эксплуатацию реактора в целом, так как появляется возможность при необходимости проверять или отключать для ремонта отдельно каждую камеру без нарушения работоспособности всей системы.

Рис. 9.11. Схема управления реактора АЭС "ДЖЕНТЛИ-I".

Рис. 9.12. Схема формирования сигнала рассогласования заданной мощности и показаний ИК в реакторе АЭС "ДЖЕНТЛИ-I".

Рис. 9.13. Схема формирования сигнала рассогласования заданной мощности и показаний ИК в реакторе РБМК.

130

Действительно, в рассматриваемой схеме отказ одной ионизационной камеры приводит только к некоторому уменьшению коэффициента усиления в системе (в раз, где , число ИК в реакторе) и соответствующему увеличению

времени переходных процессов. В этом случае уменьшение мощности реактора при выходе из строя одной камеры незначительно (вследствие уменьшения сигнала).

В первом случае ("ДЖЕНТЛИ-I") изменение мощности реактора определяется соотношением:

;

;

.

Следовательно, отклонение мощности будет

существенно меньше 1.

Для стабилизации поля энерговыделения в реакторе РБМК имеется независимая система локальных автоматических регуляторов (5 шт.). В состав каждого локального регулятора входит детектор внутризонного контроля (для определения мощности), вторичная аппаратура и исполнительный механизм с регулирующим стержнем. Для обеспечения независимой работы системы локальных регуляторов и регуляторов мощности реактора в целом используется нормирование сигнала разбаланса каждого локального регулятора на средний уровень мощности. При правильной настройке изменения средней мощности при неизменной форме поля энерговыделения не должны вызывать изменения положения стержней локальных регуляторов.

131

Таким образом, в достаточно больших энергетических реакторах необходимо обеспечивать контроль за полной мощностью и распределением ее в объеме реактора.

Первая задача успешно решается с помощью внешних датчиков, размещенных вне реактора, и внутренних, размещаемых внутри реактора. Вторая задача, очевидно, может решаться только с помощью датчиков, размещаемых внутри реактора (датчики внутриреакторного контроля — ВРК)

Перспективным является создание таких систем ВРК, в которых сигналы от одних и тех же внутриреакторных датчиков использовались бы и для контроля распределения плотности потока нейтронов по объему активной зоны (энергораспределение), и для автоматического зонного регулирования мощности, и для автоматического регулирования мощности реактора в целом. Такие системы позволяют сократить число нейтронных детекторов и удешевить систему управления.

На реакторе Обнинской АЭС с 1975 г. эксплуатируется такого типа система, в которой в качестве первичных датчиков используются 12 интегральных детекторов типа ДПЗ-7 с эмиттером из родия.

Система автоматического регулирования мощности реактора имеет два регулятора: один действует по сигналам от внешних камер, другой — от внутриреакторных детекторов ДГ13-7 системы ВРК.

Работа регуляторов осуществляется по очереди, со сменой через каждые 15 суток. Эксплуатация в течение нескольких лет показала, что регулятор с ДПЗ-7 обеспечивает характеристики регулирования не хуже, чем регулятор с внешними ионизационными камерами. Подтверждены и хорошие ресурсные характеристики.

§9-4. Аварийное расхолаживание реактора.

Как известно, потенциальная опасность реактора определяется накоплением значительных количеств радиоактивных продуктов деления в тепловыделяющих элементах активной зоны в процессе работы реактора. Поэтому одним из основных условий нормальной эксплуатации реактора является поддержание необходимой циркуляции теплоносителя в I контуре, а также надежное охлаждение его в парогенераторах и теплообменниках. При нарушении циркуляции, а следовательно, и теплоотвода создается опасность перегрева, пережога ТВЭЛ, выброса продуктов деления и ядерного топлива в объем I контура, а при нарушении плотности I контура — и за его пределы. В связи с этим при проектировании ЯЭУ уделяется большое внимание надежному расхолаживанию и снятию остаточного тепловыделения при любых аварийных ситуациях.

Характер аварийных ситуаций, которые могут произойти в ЯЭУ, тесно связан со схемными и конструктивными решениями, однако можно выделить

132

некоторые типичные аварии:

— недопустимое уменьшение или прекращение циркуляции теплоноси-

теля;

—прекращение подачи питательной воды ("стоп—питательная вода");

—прекращение приема пара ("стоп—пар");

—аварийное раскрытие (разрыв) коммуникаций I контура или самого

реактора.

Рассмотрим принципиальные решения, предупреждающие недопустимое развитие аварийных ситуаций.

Прекращение циркуляции. Прекращение циркуляции требует немедленного экстренного снижения мощности до некоторого минимального уровня или даже полного "глушения" реактора, а также принятия мер по срочному восстановлению или поддержанию некоторого минимального уровня циркуляции.

Экстренное снижение мощности реактора или его глушение обычно производится автоматически по сигналу, который формируется либо непосредственно по изменению расхода теплоносителя, либо по изменению температуры на выходе из активной зоны, являющейся следствием уменьшении расхода.

Восстановление циркуляции теплоносителя возможно резервными циркуляционными средствами, если они предусмотрены. Ввод их в работу должен быть автоматическим по тем же сигналам, что и снижение мощности, если более или менее длительное снижение мощности реактора недопустимо.

Очевидно, в этом случае резервные средства циркуляции должны быть в состоянии постоянной готовности (например, резервные ГЦН в РБМК). При отсутствии резервных средств предусматриваются аварийные средства циркуляции, обеспечивающие некоторую минимально необходимую циркуляцию в контуре. Практически ее обеспечивают либо специальными аварийными насосами, либо основными насосами, привод которых переключается на аварийное питание.

Реализация последней схемы может быть в различных вариантах: с по- ни-моторами, с двухскоростными (двухобмоточными) двигателями, с преобразователями частоты питающего тока.

Во всех случаях предполагается использование аварийного электропитания (дизель-генераторов, аккумуляторных батарей, резервного электропитания

идр.). Аварийные приводы включаются автоматически при исчезновении электропитания на клеммах основных приводов. На практике наблюдаются кратковременные перерывы питания (<1 с), связанные с переключениями. В этом случае при проектировании стремятся исключить ввод аварийных средств и поэтому вводят соответствующую временную задержку на их включение.

Минимально необходимый расход теплоносителя для расхолаживания может быть достигнут и естественной циркуляцией. Но для этого контур циркуляции должен удовлетворять определенным требованиям.

Преимуществом естественной циркуляции является независимость от

133

внешних источников энергии и операций их включения. Но при исследовании достаточности уровня естественной циркуляции необходимо корректно учитывать процесс развития и установления ее в данном контуре.

"Стоп—питательная вода". Прекращение теплоотвода для энергетического реактора может иметь исключительно неприятные последствия. Поэтому по сигналу "стоп—питательная вода" реактор аварийно глушится и немедленно должны быть введены средства аварийного расхолаживания: обычно это специальные аварийные питательные насосы, имеющие независимый тракт подачи питательной воды в парогенераторы (рис. 9.14). Включение аварийных насосов производится либо по падению напора главных питательных насосов, либо непосредственно по сигналу недопустимого уменьшения расхода питательной воды. Для аварийного расхолаживания можно использовать специальные контуры, включающие насосы и теплообменники расхолаживания (рис. 9.15). Включение такого контура в работу производится автоматически или дистанционно по тем же сигналам (падению напора, расходу).

Рис. 9.14. Схема включения АПН.

Рис. 9.15. Схема включения аварийной системы расхолаживания.

134

При исследовании данного режима основную сложность представляет резко выраженная нестационарность. В начальный момент большое теплосодержание, соответствующее исходному уровню мощности, не позволяет предусматривать аварийные средства теплоотвода по эффективности, рассчитанные на полный теплоотвод сразу же после ввода. Поэтому вначале повышается температура и давление по сравнению с исходным режимом. Однако эффективность аварийных средств расхолаживания должна быть достаточной, чтобы предупредить повышение температуры и давления сверх предельно допустимых их значений.

Процесс аварийного расхолаживания во многих случаях оказывается нецелесообразным производить до температуры намного меньше рабочей, поскольку потребовались бы более мощные источники аварийного энергоснабжения и теплообменное оборудование, а при последующем вводе реактора в нормальную эксплуатацию заметно увеличивалось бы время достижения параметров I контура. Поэтому предусматривают возможность поддержания так называемого режима нерасхолаживания, при котором мощность остаточного тепловыделения отводится средствами расхолаживания при заданной температуре теплоносителя I контура, достаточно близкой к рабочей.

Поскольку мощность остаточного тепловыделения уменьшается со временем, средства расхолаживания должны быть регулируемыми и иметь соответствующие органы управления.

Регулирование проводится по сигналам отклонения температуры теплоносителя I контура с воздействием на величину расхода теплоотводящей среды (рис. 9.16). Необходимо иметь в виду, что обеспечение режима нерасхолаживания штатным питательным клапаном II контура связано с определенными трудностями. Они обусловлены нерегулируемой протечкой в питательном клапане, которая несущественна на рабочих режимах и становится определяющей для режимов нерасхолаживания, поскольку последние требуют поддержания малых расходов питательной воды, соизмеримых с величиной протечки.

Особую важность режим нерасхолаживания представляет для ЯЭУ, использующих жидкометаллический теплоноситель (натрий в реакторах типа БН), поскольку замерзание теплоносителя должно быть исключено в любых ситуациях, даже аварийных. В тех случаях, когда развитие аварий приводит к необходимости ремонтных работ по I контуру, расхолаживание реактора должно быть полным.

На практике встречаются два способа включения средств аварийного расхолаживания: автоматическое и дистанционное (с пульта оператора). Более перспективным считается автоматическое включение, поскольку при этом исключается зависимость безопасности от субъективных качеств и состояния оператора.

135

Рис. 9.16. Схема регулирования температуры I контура при расхолаживании.

"Стоп — пар". При реализации этой аварии использование описанных мероприятий и средств предупреждает развитие аварии. Но поскольку в этом случае подача питательной воды продолжается, то нет необходимости ввода аварийных средств расхолаживания, если предусмотрен аварийный сброс пара или пароводяной смеси из ПГ помимо основного парового тракта, перекрытого рассматриваемой аварией.

Разуплотнение реактора. Рассмотрение аварийного состояния, связанного с разуплотнением реактора, в большинстве случаев не отличается по своим последствиям от разуплотнения I контура вообще.

Существует два вида разуплотнения, отличающихся масштабом течи:

—малые, при которых течь восполняется штатными (нормальными) средствами подпитки при сохранении эксплуатационных параметров I контура (температуры, давления, расхода);

—большие, при которых течь превышает мощность средств подпитки. С точки зрения управления малое разуплотнение не требует каких-либо

оперативных мероприятий, кроме включения подпиточных насосов и оперативного удаления в предусмотренные емкости среды истечения, а также мероприятий по предупреждению распространения радиоактивного загрязнения. При малой течи некоторое время возможно продолжение работы реактора во всем диапазоне мощностей. При этом, конечно, нужно учитывать радиационное загрязнение, связанное с течью из I контура.

Вывод из действия такого реактора и последующее его расхолаживание производится плановым образом без привлечения аварийных средств. При большом разуплотнении, сопровождающемся большой течью, продолжение работы реактора недопустимо. Необходимо аварийное глушение реактора и экстренное расхолаживание. Последнее обеспечивает и снижение давления (особенно в случае ВВЭР), что важно для снижения масштаба течи.

Основная задача в этом режиме — не допустить "оголения" активной зоны и пережога ТВЭЛ. Поскольку штатных средств подпитки недостаточно для восполнения течи, то должны быть предусмотрены либо аварийные средства

136

подпитки или проливки реактора (насосы, поддавленные емкости с теплоносителем), либо аварийное использование штатных средств, например питательных насосов для проливки, что возможно только после снижения давления до величины, равной напору питательного насоса.

Реализация аварийного расхолаживания при большом разуплотнении должна оптимально сочетать автоматические и дистанционно управляемые операции.

Большое значение для аварий, связанных с разуплотнением, имеет своевременное получение информации, характеризующей фактическое состояние установки. Поэтому при проектировании уделяется особое внимание представительности информации на этот случай ее надежности и безотказности.

Контроль течи производится по изменению уровня теплоносителя в реакторе или соответствующих контролируемых емкостях, изменению давления в контуре, изменению радиационной обстановки в реакторном помещении. Для повышения надежности информации датчики и каналы измерения целесообразно дублировать.

137

ГЛАВА X

РЕГУЛИРОВАНИЕ ДАВЛЕНИЯ В РЕАКТОРЕ

Во всех энергетических реакторах известных типов используется повышенное давление теплоносителя, объясняемое стремлением увеличить удельное объемное теплосодержание теплоносителя и его максимальную температуру.

Величина давления может существенно отличаться для различных теплоносителей. В табл. 10.1 приведены значения давления и температуры теплоносителя на выходе из реактора на основе имеющихся литературных данных.

Как правило, рабочее давление в условиях нормальной эксплуатации должно поддерживаться достаточно стабильным, его изменение допускается в относительно небольшом диапазоне. Поэтому для обеспечения таких условий необходимы соответствующие системы управления и регулирования.

§10-1. Способы компенсации изменения объема теплоносителя.

Причиной изменения давления в реакторе и I контуре в целом является изменение объема теплоносителя при его нагревании или охлаждении (т. е. наличие зависимости плотности теплоносителя от его температуры). Поэтому любая система поддержания давления создается на основе компенсации изменения объема теплоносителя в I контуре. Известны два существенно различных способа компенсации: газовая и паровая.

Газовая компенсация. При газовой компенсации изменение объема теплоносителя сопровождается равным по величине, но противоположным по знаку изменением газового объема. Чтобы изменение давления при этом находилось в заданном диапазоне, газовый объем должен выбираться из условия, вытекающего из закона Клапейрона для случая постоянной температуры газа:

.

138

где - изменение объема теплоносителя в рабочем диапазоне мощности; - допустимое относительное изменение давления.

Если в процессе температурного газового изменения теплоносителя I контура изменяется и температура газа, то

где , - соответственно начальная и конечная температура газа.

В тех случаях, когда объем теплоносителя и объем газа не разделены заметным гидравлическим сопротивлением, т. е. конструктивно объем теплоносителя и объем газа составляют единый объем, изменение давления в переходных режимах (связанных с изменением мощности, температуры) происходит квазистатически (рис. 10.1). В этом случае изменение давления в I контуре описывается следующей алгебраической системой уравнений:

;

;

,

где - масса воды I контура;

-объем компенсатора;

,- плотность воды в I контуре и газа в зависимости от времени;

-давление в I контуре, которое из условия задачи совпадает с давлением газа

вКО;

m - показатель политропы.

Если указанные объемы разделены заметным сопротивлением (рис. 10.2), то изменение давления в переходных режимах описывается системой дифференциальных уравнений:

;

;

;

,

139