Система автоматического управления Митенков Ф.М., Чирков В.А
..pdfтеплоноситель и вода - замедлитель не изменяют агрегатного состояния. Поэтому для конкретности изложения в дальнейшем будут рассматри-
ваться двухконтурные паропроизводящие установки с водо-водяными реакторами.
На рис. 2.1 дана принципиальная схема -ЯЭУ с ППУ такого типа. Вода 1 - го контура нагревается в активной зоне 15 реактора 16 и по трубопроводам поступает в парогенератор 19, где отдает тепло рабочему телу.
Из парогенератора охлажденная вода 1-го контура подается насосом 14 на вход реактора. Часть теплоносителя отводится в специальный холодильник 17, откуда охлажденная вода направляется в ионообменный фильтр 18 и затем возвращается в первый контур.
Вода второго контура подается питательным насосом 9 в парогенератор, где, нагреваясь за счет тепла воды первого контура, превращается в пар. После сепарации, сушки или перегрева пар подается в турбину 7, откуда после срабатывания поступает в конденсатор 10.
Конденсатным насосом 11 вода из конденсатора подается на всасывание питательного насоса 9.
Часть пара может отбираться на внутренние нужды, например, в судовых установках для выработки электроэнергии судовой электростанцией 6. Для целей управления (согласование режимов работы ППУ и ПТУ некоторая часть пара может сбрасываться в конденсатор через дроссельно-увлажнительное устройство 8, минуя турбину.
Врассмотренной схеме на рис.2.1 предполагается использование прямоточного парогенератора. В случае парогенераторов других типов схема претерпевает соответствующие изменения. Например, при использовании парогенераторов с многократной принудительной циркуляцией, в которых объем теплоносителя второго контура незначительно изменяется при изменении мощности, схема ППУ изменяется так, как показано на рис. 2.2 (обозначения те же, что и на рис. 2.1 , кроме 20 - сепаратор, 21 - перегреватель). Кроме основных контуров (первого и второго) ППУ включает вспомогательный третий контур - контур охлаждения, который обеспечивает охлаждение оборудования ППУ и является, по существу, промежуточным между первым контуром и четвертым контуром технической воды (забортная вода в судовых ППУ).
Третий контур включает теплообменники первого - третьего 17 и третьего
-четвертого 3 контуров, насос 4, фильтр 5 и конструктивные элементы охлаждаемого оборудования ППУ.
Всостав 4-го контура входят насос 1, холодильник 3 и фильтр 2. Помимо перечисленного выше основного оборудования первого-четвертого контуров ППУ имеет целый ряд вспомогательных систем, в частности систему компенсации изменения объема теплоносителя 13, систему аварийного расхолаживания реактора
12 и др.
30
Система компенсации изменения объема теплоносителя может быть паровой или газовой. В первом случае постоянство давления в контуре достигается за счет частичного испарения воды или конденсации пара в компенсаторе объема.
Объем, занимаемый паром, может изменяться либо с помощью специальных электронагревателей и душирующей установки, либо за счет изменения весового паросодержания на выходе специальной группы кипящих каналов, как это предусмотрено в проекте "Вулкан".
В случае газовой системы компенсации ограниченное изменение давления в первом контуре при изменении режима работы ППУ обеспечивается соответствующим выбором газового объема компенсатора, подключенного к первому контура.
Аварийная система расхолаживания в части состава оборудовании определяется особенностями ППУ, но в любом случае имеет в своем составе теплообменники.
Для повышения надежности и живучести ППУ предусматривается резервирование наиболее ответственных систем и оборудования (в схемах рис. 2.1,
2.2не нашло отражения).
Вчастности, первый и второй контура выполняют в виде нескольких
31
петель.
Наличие большого числа систем, включающих разнообразное оборудование, приводит к необходимости введения в установку задвижек, клапанов с ручным, дистанционным или автоматическим управлением, обратных клапанов.
Очевидно, что без обеспечения согласования технологических процессов протекающих в оборудовании, эксплуатация ЯЭУ в проектных режимах была бы невозможна.
Некоторые виды оборудования ЯЭУ имеют в своем составе такие узлы или элементы, работоспособность которых сохраняется в определенных и довольно ограниченных пределах изменения параметров, характеризующих режим работы. Так, например, в реакторе такими элементами являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ)
В реакторах с водяным охлаждением недопустимым является приближение к критической тепловой нагрузке из-за опасности пережога ТВЭ. Поэтому для каждого энергетического реактора устанавливается максимально допустимая мощность при прочих заданных условиях, превышение которой должно быть исключено.
Аналогичные ограничения имеют место по давлению в 1-ом контуре (ограничения сверху и снизу) и во 2 - контуре (ограничение сверху). Ограничения сверху определяются условиями прочности, а ограничение в 1-ом контуре снизу - необходимостью исключить вскипание теплоносителя.
У циркуляционных насосов могут иметь место ограничения по температуре подшипников, обмотки.
Во всех этих случаях в целях предупреждения развития той или иной аварийной ситуации необходимо своевременное и вполне определенное изменение режима работы установки.
Функции взаимного согласования в различных режимах работы всего оборудования, входящего в установку, обеспечения возможности плановых изменений режимов ее работы, предупреждения недопустимого развития аварийных ситуаций возлагаются на специальные системы регулирования, управления и защиты.
Среди всего многообразия оборудования ППУ необходимо выделить реактор и парогенераторы, в которых развиваются физические процессы, являющиеся определяющими для ППУ и в части требований, предъявляемых к системам регулирования, управления, защиты, и в части способов, методов их выполнения. Паротурбинная часть ЯЭУ с точки зрения задач управления не содержит каких-либо существенных особенностей, обусловленных наличием первичного ядерного источника энергии. Поэтому в дальнейшем при изложении курса ПТУ будет рассматриваться только как нагрузка. Остановимся несколько подробнее на реакторе и парогенераторе.
32
§ 2-2. Реактор.
Реактор является наиболее сложной частью паропроизводящей установки. В нем протекает большое число процессов различной физической природы, определяющих в той или иной мере режим работы реактора.
Действительно, в реакторе происходит деление ядер горючего с выделением энергии в различных формах, за счет которой нагреваются теплоноситель, замедлитель, отражатель и другие конструктивные элементы. Циркулирующий теплоноситель обеспечивает отвод и транспортировку тепла от реактора к парогенератору. Деление ядер приводит также к образованию т.н. "шлаков" и "ядов", которые изменяют физическое состояние реактора.
Изменение уровня мощности реактора, распределения энерговыделения, скорости циркуляции теплоносители сопровождается изменением температурного состояния элементов реактора, что в свою очередь влияет на физическое состояние реактора.
Следовательно, реактор является объектом управления со значительным числом обратных связей в реакторе (положительных и отрицательных), которые определяют его поведение в различных нестационарных режимах. Можно выделить следующие составные части реактора, существенные с точки зрения влияния на его динамический характеристики (см. рис. 2.3):
33
тепловыделяющие сборки (1), замедлитель (2), составляющие т.н. активную зону реактора; теплоноситель (3), отражатель - боковой (4) и торцевой (5); органы компенсации избыточной реактивности (6).
Кроме перечисленных элементов, неизбежно наличие конструкционных материалов.
Следует заметить, что динамические характеристики реактора в сильной степени зависят как от конкретных конструктивных решений отдельных элементов реактора, так и от свойств используемых материалов. Так, например, изменение соотношения ядерного топлива, замедлителя, теплоносителя может приводить к качественному изменению динамических характеристик реактора. Аналогичное влияние может оказывать и изменение материала ядерного топлива (например, замена металлического урана на UO2).
Существенно так же влияние характера циркуляции теплоносителя, скорости его протекания.
Например, реакторы с однозаходной и двухзаходной активными зонами при прочих одинаковых решениях могут иметь качественно различные переходные процессы.
Из сказанного следует, что изучение динамических характеристик реактора предполагает тщательный анализ влияния большого числа взаимозависимых факторов с учетом конкретного схемного и конструктивного исполнения.
§2-3. Парогенератор.
Впарогенераторе осуществляется передача тепла от теплоносителя первого контура к теплоносителю (рабочей среде) второго контура с генерацией пара требуемых параметров (расход, давление, температура). Совокупность физических процессов (гидродинамика, теплопередача, кипение, испарение и т.д.), определяющих получение пара достаточно сложна даже в статических режимах.
Впереходных (нестационарных) режимах сложность протекания указанных процессов возрастает.
При решении задачи управления теплообменом в парогенераторе необходимо учитывать:
влияние изменений в процессе теплообмена в парогенераторе на режим работы реактора (температура теплоносителя на входе в реактор непосредственно зависит от режима работы парогенератора);
влияние изменений в режиме работы реактора на производительность
ипараметры пара парогенератора (через изменения расхода и температуры теплоносителя первого контура на входе в парогенератор);
влияние изменений нагрузки со стороны паротурбинной части ЯЭУ на режим работы парогенератора.
Процесс генерирования пара в парогенераторе в сильной степени зависит
34
от схемы и особенностей конструкции парогенератора.
Известно большое число различных типов парогенераторов, которые могут быть использованы в ЯЭУ. Рассмотрим некоторые из них.
На рис. 2.4 приведены схемы парогенератора с естественной циркуляцией теплоносителя по второму контуру. Парогенератор по схеме 2.4 а) обеспечивает выработку сухого насыщенного пара, по схеме 2.4 6) и 2.4 в) - перегретого пара. Отличия в схемах 2.4 6) и 2.4 в) заключаются в том, что в первом 2.4 6) в перегреватель подается часть (небольшая) теплоносителя первого контура, а во второй - 2.4 в), весь расход теплоносителя последовательно проходит перегреватель, а затем испаритель.
По схеме 2.4 6) были спроектированы парогенераторы американского грузопассажирского судна "Саванна".
35
На рис. 2.5 изображены схемы парогенератора с многократной принудительной циркуляцией (МПЦ) по второму контуру. Легко видеть, что схемы с МПЦ отличаются от соответствующих схем парогенераторов с естественной циркуляцией по второму контуру только наличием насоса МПЦ, Конечно, конструктивные отличия парогенераторов, выполненных по этим схемам, существенны и имеют принципиальный характер. Парогенераторы с МПЦ нашли применение в ЯЭУ с газовым теплоносителем в первом контуре.
На рис. 2.6 приведены схемы прямоточного парогенератора, в котором сепаратор как конструктивный элемент отсутствует. В парогенераторе, выполненном по схеме 2.6 а), теплоноситель первого контура последовательно отдает тепло на перегревательном, испарительном и экономайзерном участках. Теплоноситель второго контура, проходя последовательно экономайзерный, испарительный и перегревательный участки, полностью превращается в перегретый пар (при отсутствии перегревательного участка на выходе парогенератора будет сухой насыщенный пар).
В парогенераторе 2.6 б) расход теплоносителя первого контура разделяется на две неравные части. Большая часть поступает последовательно в испарительную и экономайзерную части, а меньшая - в перегреватель.
Важной особенностью прямоточных парогенераторов является перераспределение участков парогенератора со стороны второго контура при изменении установившихся режимов.
При математическом моделировании процессов в парогенераторах различных типов задача сводится к описанию процессов (как функции времени) в первом и втором контурах на экономайзерном, испарительном и перегревательном участках, а также в сепараторе, с учетом граничных и начальных условий по обоим контурам.
36
ГЛАВА III
КИНЕТИКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА.
§ 3-1. Основные характеристики самоподдерживающейся реакции деления.
Источником тепловой энергии реактора, используемой в ядерных энергетических установках, является реакция делении ядер атомов делящихся изотопов.
Поэтому и в основе регулирования реактора лежат контролируемые способы воздействия на протекание указанной ядерной реакции в условиях реактора.
Однако в энергетических реакторах весьма существенное влияние на режимы их работы сказывают так же теплофизические процессы. Соответственно значительно влияние этих процессов и на регулирование реактора.
Как и в случае любого другого объекта регулирования, отыскание и обоснование эффективных способов воздействия на процессы, протекающие в реакторе, возможно только при условии знания в той или иной форме закономерностей, которым подчиняются определяющие процессы в реакторе.
С физической точки зрения протекание реакции деления ядерного горючего в реакторе может быть описано с помощью следующих величин (основных и производных).
Коэффициент размножения.
Эффективный коэффициент размножения в реакторе конечных размеров определяется как отношение
Широко используется так же понятие коэффициента |
в реакторе бесконечных |
||
размеров. Соответствующее выражение для |
получается из приведенного выше от- |
||
ношения для |
при отсутствии утечки нейтронов из активной зоны. |
Реактивность.
По существу понятие реактивности является производным от коэффициента размножения. Однако оно получило очень широкое распространение в прикладных задачах и в известном смысле приобрело самостоятельность.
Связь реактивности ρ и коэффициента размножения |
имеет вид: |
||
37 |
|
|
(3.2) |
|
|
||
|
|
|
Необходимо сделать одно замечание, относящееся и к коэффициенту размножения, и к реактивности, которое чрезвычайно важно с точки зрения управления реактора: ни ф , ни ρ непосредственно не могут быть измерены, они определяются (вычисляются) косвенно через другие измеряемые величины.
Время жизни нейтронов деления.
Среднее время между двумя последовательными поколениями нейтронов деления называется временем жизни нейтронов деления и является одним из тех временных масштабов, которые характеризуют скорости протекания различных процессов в реакторе. Различают время жизни нейтронов деления в реакторе конечных и бесконечных размеров.
Если l - время жизни нейтронов деления в бесконечном реакторе, то в реакторе конечных (но достаточно больших) размеров того же компонентного состава время жизни нейтронов деления будет
|
|
|
(3.3) |
|
|
||
Деление |
на учитывает, как это следует из "одногрупповой" теории |
реакторов, уменьшение времени жизни нейтронов за счет процесса “утечки” их из активной зоны.
Среднее время жизни нейтронов деления в реакторах различных типов
(по составу, размерам) может различаться на несколько порядков в интервале 10-3
— 10-8 сек.
Наибольшее время, жизни 10-3 - 10-4 сек. характерно для больших "тепловых" реакторов, наименьшее 10-7- 10-8 сек. для "быстрых" реакторов.
Конкретные вычисления показывают, что для данного реактора l и l* слабо зависят от его режима работы (в пределах 10% согласно [ ] ) и поэтому для большинства практических задач могут считаться постоянными характеристиками реактора.
Плотность и поток нейтронов.
Под плотностью нейтронов n понимают число нейтронов в единице
объема.
Общий поток нейтронов в этом случае определяется как
, |
(3.4) |
где - плотность нейтронов, отнесенная к единичному интервалу энергии в диапазоне E, E+1;
38
-скорость нейтронов с энергией E.
Водногрупповом приближении, когда предполагается, что все нейтроны имеют одинаковую энергию (скорость) - , поток нейтронов, очевидно, определяется выражением
(3.5)
И плотность, и поток нейтронов являются функцией пространственных координат.
Между плотностью нейтронов и мощностью реактора заданного состава и геометрии существует однозначная связь, которая при постоянной плотности нейтронов по объему активной зоны имеет вид:
(3.6)
где A - величина высвобождаемой энергии за один акт деления; V - объем активной зоны реактора;
- макроскопическое сечение деления при энергии E. При одногрупповом описании вместо (3.6) будем иметь:
|
|
|
, |
(3.7) |
|
|
|||
где |
- число делений в 1 секунду, соответствующее мощности в 1 Вт. |
|||
|
Период реактора. |
|
Используя введенные выше понятия и предполагая, что в реакции деления участвуют только нейтроны деления для изменения во времени плотности нейтронов n(t) в реакторе получим:
, |
(3.8) |
где - число поколений нейтронов, сменяющихся за время dt. Выполнив интегрирование в интервале от 0 до t, будем иметь:
(3.9)
где - плотность нейтронов в начальный момент времени t = 0.
Из (3.9) следует, что при сделанных предположениях изменения плотности нейтронов в реакторе, а следовательно, и мощности происходит по экспоненциальному закону. Выражение
39