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

— величина абсолютного температурного коэффициента реактивности должна иметь достаточно большое значение (но не слишком большое, чтобы не

При соблюдении указанных условий особенности структуры I контура и гидравлической схемы циркуляции также могут существенно влиять на характеристики режима саморегулирования. В этом режиме изменение мощности реактора и связанное с этим введение положительной или отрицательной реактивности производится за счет температурного эффекта.

Действительно,

При увеличении мощности (при отрицательном мощностном коэффициенте) в реактор должна быть внесена положительная реактивность, следова-

Равновесное состояние наступает, когда

т. е.

150

Рис. 11.10. Возможные схемы уменьшения "паразитного" травления пара.

Изменение мощности реактора в режиме саморегулирования производится в следующем порядке:

—изменяется расход питательной воды в соответствии с заданием;

——»— температура теплоносителя I контура на выходе из парогене-

ратора;

——»— средняя эффективная температура теплоносителя в активной зоне с некоторым транспортным запаздыванием;

——»— реактивность на величину

(здесь индексы "н" и "с" означают соответственно "новая" и "старая");

——»— мощность;

——»— температура горючего;

—изменяется реактивность за счет изменения температуры горючего:

— изменения и противоположны по знаку. Процесс продолжается до тех пор, пока не наступит состояние, когда

Необходимо отметить важность величины теплопроводности ядерного горючего, поскольку она определяет наклон и может наложить ограничения на использование этого режима. При любой мощности, включая и номинальную, температура теплоносителя должна быть заведомо больше требуемой температуры пара, а при нулевой мощности она не должна превышать некоторое максимальное значение, определяемое теплофизическими соображениями (однофазностью теплосистем, ограниченностью давления I контура и т. д.).

Рассмотрим зависимости средней температуры I контура для различных значений теплопроводности ядерного топлива при саморегулировании (рис. 11.11). Из рисунка видно, чем меньше теплопроводность, тем больше по абсолютной величине

151

достигается предельно допустимое. значение температуры теплоносителя, то при режим саморегулирования в этом реакторе невозможен. При этом сохраняется возможность частичного саморегулирования, т. е. в некотором диапазоне мощности. Выход за пределы этого диапазона требует вмешательства органов

регулирования (рис. 11.12).

Рис. 11.11. Зависимость средней температуры от мощности в режиме саморегулирования при разной теплопроводности ядерного топлива .

Рис. 11.12. Изменение средней температуры в режиме частичного саморегулирования.

§11-4. Взаимосвязь систем управления ППУ и ПТУ.

Согласованная работа всех систем и разнообразного оборудования такого сложного комплекса, каким является ЯЭУ, без принятия специальных мер практически невозможна.

Рассмотрим проблему согласования режимов работы ППУ и ПТУ в целом. При этом необходимо учитывать, что реактор, ПГ и турбина значительно различаются по инерционности. В частности, турбина имеет небольшую инерционность по сравнению с реактором. Отсюда повышенная маневренность турбины по сравнению с реактором и ПГ.

152

Следовательно, при увеличении мощности ЯЭУ скорость нарастания мощности турбины будет опережать рост паропроизводительности При уменьшении, напротив, паропроизводительность в процессе снижения будет превышать потребляемый турбиной расход пара Если не принять специальных мер, то в обоих случаях нельзя будет обеспечить приемлемых условий перевода ЯЭУ на новый режим работы. Задача может решаться различными средствами в случае прямоточного ПГ и ПГ с МПЦ.

Прямоточный ПГ. В этом случае проблема согласования режимов работы ППУ и ПТУ как в стационарных, так и в переходных режимах, наиболее просто решается с помощью паразитного травления через дроссельно-увлажнительное устройство (ДУУ) части свежего пара непосредственно в конденсатор (рис. 11.13).

Рис. 33. Схема согласования режимов работы ППУ и ПТУ с помощью постоянного травления части пара через ДУУ.

Согласно структурной схеме управления ДУУ, часть свежего пара отбирается из МУ и направляется через регулируемое сопротивление непосредственно в конденсатор (рис. 11.14). В стационарных режимах давление перед МУ поддерживается изменением величины травления через ДУУ.

В переходных режимах при увеличении мощности турбины за счет снижения величины травления (по сигналу падения давления перед МУ) достигается увеличение скорости нарастания расхода пара через турбину, а следовательно, и увеличение мощности турбины. При уменьшении мощности турбины за счет увеличения травления (по сигналу повышения давления перед МУ) достигается увеличение скорости снижения расхода пара через турбину.

Хотя эффективность такого способа согласования режимов работы ППУ и ПТУ подтверждена практикой, однако постоянное травление пара вызывает перерасход ядерного топлива и экономически явно не выгодно. Поэтому разработаны схемы по принципу "турбина ведет реактор", которые позволяют свести к минимуму травление свежего пара и даже свести на нет.

Рис. 11.14. Схема управления ДУУ.

153

На схемё (рис. 11.15) травление пара производится только при маневре и избыточной паропроизводительности, т. е. только при снижении мощности турбины. При увеличении мощности, в случае провала давления пара перед МУ, предусмотрена подача сигнала на увеличение расхода питательной воды. Мощность реактора также должна соответственно возрастать либо за счет саморегулирования, либо за счет подачи аналогичного сигнала в систему регулирования реактора.

В режиме саморегулирования снижение мощности реактора на величину травления пара может производиться либо оператором вручную, либо автоматически (сигнал на снижение мощности может быть взят по величине открытия клапана ДУУ).

Рис. 11.15. Схемы уменьшения паразитного травления пара: а — режим саморегулирования; б — режим автоматического регулирования.

154

Перерегулирование в переходных режимах по схеме управления "турбина ведет реактор" будет тем меньше, чем меньше скорость изменения мощности турбины. Поэтому в судовых ЯЭУ, где необходима повышенная маневренность, реализация такой схемы в полном объеме может оказаться невозможной.

ПГ с МПЦ. В этом случае вопросы обеспечения согласования режимов работы ППУ и ПТУ облегчаются, поскольку сепаратор может взять на себя роль "компенсатора" паропроизводительности.

Рассмотрим стационарный режим, который за счет неконтролируемых воздействий испытывает некоторые возмущения. Очевидно, увеличение давления пара перед турбиной приведет к соответствующему уменьшению выхода пара в сепараторе (при увеличении ); провал давления пара, напротив, приведет к некоторому увеличению выхода пара в сепараторе (при снижении ).

По-видимому, эти же процессы будут проявляться и в переходных режимах, тем самым улучшая характеристики ЯЭУ в целом. Сигнал изменения режима работы поступает одновременно в ППУ (реактор) и ПТУ (турбина). Меньшая инерционность турбины приводит к тому, что она набирает или уменьшает свою мощность быстрее ППУ. При этом недостаток или избыток пара восполняется на первых порах частично или полностью за счет теплосодержания сепаратора. Изменение уровня в сепараторе приводит к соответствующему изменению расхода питательной воды (опережая по времени соответствующую реакцию, обусловленную изменением мощности реактора).

Эффективность сепаратора в переходных режимах при прочих равных условиях определяется объемом: сепаратора, давлением и температурой пара.

155

БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК

1.П. В. Куропаткин. "Теория автоматического управления", М., "Высшая школа", 1973 г.

2.Н. И. Иващенко "Автоматическое регулирование", М., "Машиностроение", 1973 г.

3.Б. П. Попов "Автоматическое регулирование", М., "ФМЛ", 1959 г.

4.И. И. Африкантов, М. Ф. Митенков "Судовые атомные ППУ", Л., изд-во "Судостроение", 1965 г.

5.П. А. Петров "Ядерные энергетические установки", М., Энергоиздат,

1958 г.

6.Ф. М. Митенков, Б. И. Моторов "Нестационарные режимы судовых ЯППУ", Л., изд-во "Судостроение", 1970 г.

7.Ф. Я. Овчинников, М. М. Воронин и др. "Эксплуатация реакторных установок Ново-Воронежской АЭС", М., Атомиздат, 1972 г.

8.А. Д. Галанин "Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах", М., Атомиздат, 1959 г.

9.Б. А. Дементьев "Кинетика и регулирование ядерных реакторов", М., Атомиздат, 1973 г.

10.Д. Хетрик "Динамика ядерных реакторов", М., Атомиздат, 1975 г. 11."Физика ядерных реакторов", под ред. И. А. Стенбока, М., Атомиздат,

1964 г.

12.Кипин Дж. Р. "Физические основы кинетики ядерных реакторов", М., Атомиздат, 1967 г.

13.Справочник по защите от излучения протяженных источников. Сост. Б. Р. Бергеньсон и др., М., Атомиздат, 1965 г.

14.Гози М., Кохан Т. "Управление ядерными реакторами", М., Атомиз-

дат, 1960 г.

15.Шульц М. (Регулирование энергетических реакторов", М., ИЛ, 1957 г.

16.В. В. Орлов, Троянов М. Ф. и др. "Эффекты реактивности в реакторе БН-350", т. 42, вып. 1, "Атомная энергия", 1977 г.

17.Харер Дж. М. "Техника регулирования ядерных реакторов", М., Атомиздат, 1967 г.

18.И. Я. Емельянов, П. А. Гаврилов, Б. Н. Селиверстов "Управление и безопасность ядерных энергетических реакторов", М., Атомиздат, 1975 г.

19.Ф. Я. Овчинников, Л. И. Голубев, В. Д. Добрынин и др. "Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов", М., Атомиздат, 1977 г.

20.М. Ф. Сойгин, А. Б. Гусев, Ю. В. Лабинский и др. "Судовые ядерные реакторы", Л., "Судостроение" 1967 г.

21.П. А. Андреев, Д. И. Гремилов, Е. Д. Федорович "Теплообменные

156

аппараты ядерных энергетических установок", Л., "Судостроение", 1965 г.

22.И. Я. Емельянов, Е. В. Филипчук, П. Т. Патаненко и др. "Разработка и опыт эксплуатации системы управления энергораспределением реактора АЭС "Джентли-I", Атомная техника за рубежом, №10, 1978 г.

23.П. Т. Патаненко, В. Г. Дунаев, Е. С. Тимохин "Управление нейтронным полем водо-водяных реакторов в режиме следования за нагрузкой", Атомная техника за рубежом, №5, 1979 г.

24.Г. Г. Гребенюк, М. Х. Дорри "Исследование динамики ядерных энергетических установок при ухудшении теплообмена", т. 46, вып. 5, "Атомная энергия", 1979 г.

157

СОКРАЩЕНИЯ

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка; АЭС - атомная электростанция; ТВЭ - тепловыделяющий элемент; ППУ - паропроизводящая установка;

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор; БН - реактор на быстрых нейтронах; РБМК - реактор большой мощности кипящий; ТВС - тепловыделяющая сборка; СУЗ - система управления и защиты; ОР - орган регулирования; ИМ - исполнительный механизм; ИК - ионизационная камера;

ВРК - система внутриреакторного контроля; ПН - питательный насос; ПГ - парогенератор;

АНР - аварийный насос расхолаживания; АТО - аварийный теплообменник; АПН - аварийный питательный насос; КО - компенсатор объема; ДК - дроссельный клапан;

ДУУ - дроссельно-увлажнительное устройство; МУ - маневровое устройство; МПЦ - многократная принудительная циркуляция; ПТУ - паротурбинная установка;

САУ - система автоматического управления; КН - конденсатный насос; СУ - сравнивающее устройство; У - усилитель; ЛУ - логическое устройство;

ДУ - душирующее устройство; Пр - преобразователь;

ВТГР - высокотемпературный газовый реактор;

Kr, Kz - радиальный и высотный коэффициенты неравномерности поля энерговыделения;

Kc - коэффициент неравномерности по сечению ТВЭ; G - весовой расход;

N - мощность; T - температура;

X - паросодержание;

158

n - обороты насосов; t - время;

P - давление;

γ - удельный вес; i - энтальпия;

υ - объем; ρ - реактивность.

159