Новые методы количественных оценок экономичности и безопасности.

Под количественной оценкой экономичности работы ЭБ принято понимать Коэффициент Использования Установленной Мощности (КИУМ) и все отклонения его от нормы.

В качестве международной нормы в настоящее время принят КИУМ=0,9. Поэтому все отклонения от него мы будем выражать в стоимости потерь от продажи электроэнергии в рублях.

За норму количественной оценки ЯБ мы примем рекомендации МАГАТЭ в виде вероятности катастрофических аварий Q_АВ=10^-6 и вероятность расплавления активной зоны по Российскому стандарту - ГОСТ не более 10^-5 .

Для СВБ мною разработан новый метод трехзначной логики с вероятностями аварийно-опасных и аварийно-безопасных отказов, который позволяет совместить количественные оценки экономичности и безопасности.

Вы должны научиться им пользоваться в теме №8.

Под отказоустойчивостью понимают свойство Системы Автоматического Регулирования (САР) выполнять свои функции даже при наличии отказов её элементов.

Под аварийной безопасностью САР ЯР согласно новому ГОСТ мы будем понимать исключение ядерной опасности с вероятностью Q_АВ 10^-6 в случае выхода из строя СКУЗ ЯР АЭС.

Нормативные требования по СКУЗ ЯР АЭС,

Ниже приводятся самые последние нормы, правила и госТы по скуз яр аэс.

1.Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97.Госатомнадзор России.М.1997.

2.Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АЭС-89 ПНАЭГ 1-024-90. М.1990.

3. Системы контроля и управления, важные для безопасности АЭС. Международный стандарт МЭК 61513.М.2003.

4. Системы контрольно-измерительных приборов управления, связанные с обеспечением безопасности АЭС. Серия по безопасности № 50-SG-D8. МАГАТЭ. Вена. 1985.

5.Надёжность в технике. Основные понятия, термины и определения. ГОСТ 27.002- 89. М. Изд.стандартов. 1990.

6. Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования. ГОСТ 27445-87. М. Изд.стандартов. 1988.

7. Системы контроля и управления ядерными реакторами. ГОСТ 17605-72 и ГОСТ 17606-78. М.Изд.стандартов.1978.

Способы решения поставленной задачи.

Теперь после краткого знакомства с СУЗ ЯР в структуре регулирования энергоблоком и с общей структурой комплекса технических средств, мы перейдём к более детальному изучению САР ЯР при работе его на малых и больших уровнях мощности.

Запишите в тетради ответы на вопросы к четвертой лекции :

1. Как взаимодействуют три главных регулятора в САР энергоблока с ЯР ВВЭР-1000.

2. Из каких элементов состоит система регулирования реактора и как она работает?

3. Расскажите о составе элементов и принципе работы регулятора РПГ.

4. Расскажите о составе элементов и принципе работы регулятора РТ.

5. Расскажите о пуске энергоблока после ППР. Что такое ППР?

6. Расскажите о работе энергоблока на рабочих уровнях мощности с нарушениями нормальных условий эксплуатации.

7. Какие новые количественные требования предъявляются к оценке экономичности и ядерной

безопасности энергоблока ВВЭР-1000?

8. Сформулируйте 5 принципов нового подхода к обеспечению ЯБ на АЭС.

9. Сформулируйте понятие « Ядерная Авария « согласно ПБЯ и перечислите 3 случая, в которых она может возникнуть.

10. Чем отличается Ядерная Авария ( ЯА ) от Ядерной Опасности ( ЯО )?

11. Чем отличается Детерминированный Подход к ядерным авариям от ВАБ ?

12. Что понимают по термином « Человеческий Фактор « ( ЧФ ) в ЯБ и как он связан с понятием

« Культура Безопасности « ?

13. Чем отличается деятельность специалистов при « Контроле за авариями « от их деятельности

при « Предупреждении аварий «?

14. Расскажите о методах реализации 5 принципов нового подхода к ЯБ на АЭС.

15. Сформулируйте главную цель Системного Подхода при любом проектировании .

16. Перечислите основные этапы Системного Подхода, которые обязательно нужно реализовать.

17. Сравните по таблице основные направления старого и нового подходов к ЯБ АЭС,

18. Какими 5 методами достигается Новый подход к 5 принципам ЯБ АЭС?

19. Дайте количественную оценку понятиям ЯБ и экономичности работы АЭС.

ДЗ-2. Проектирование САР ЯР на больших уровнях мощности.

Практическое занятие №5.

Исследование устойчивости САР ЯР на энергетических уровнях мощности.

На Рис.1. приведена структурная схема САР ЯР типа ВВЭР с двумя видами обратных связей ( по урану и воде). Имеется три вида возмущений :

1.DN_ЗАД - заданное оператором приращение мощности ( обычно 5% ),

2. r_НАРУШ - возмущение реактивности, вызванное технологическими нарушениями ( не более 0,1b )

3. r_ШУМА - флуктуации реактивности, вызванные турбулентностью теплоносителя ( порядка 0,01 b )

и r_{РУЧНОЕ -} ручное управление стержнями ЯР

Рис.1. Структурная схема системы автоматического

регулирования энергетического реактора.

На этом рисунке приведены: 1) температурный коэффициент урана (ТКР урана) в виде инерционного звена (параметры задаются для каждого типа ЯР), 2) К₁ – коэффициент связи приращения температуры урана на приращение мощности вычисляется во время эксперимента в лабораторном практикуме , 3)температурный коэффициент реактивности воды (ТКР воды) в виде инерционного звена (параметры задаются для каждого типа ЯР), 4) К₂ – коэффициент связи приращения средней температуры воды теплоносителя на приращение мощности (вычисляется в лабораторном практикуме ) , 5)шум реактивности задается в проекте, 6) нейтронная кинетика в виде передаточной функции выводится на первом лабораторном занятии, 7) привод стержня для многих типов ЯР моделируется интегрирующим звеном с заданными К_{привода} и поглотительной способностью стержня (задаются в проекте), 8)Фильтр помех промышленной частоты рассчитывается на практическом занятии (в проекте при моделировании не учитывается из-за малой постоянной времени), 9) регулятор реактора при моделировании рассматривается как пропорциональный регулятор с изменяемым значением К_{1 регулятора} в диапазоне от 1 до10. Это значение находится при оптимальной настройки регулятора в сочетании с регулируемой зоной нечувствительности (мертвой зоной). Величина этой зоны должна лежать в пределах 1-3 % !

В процессе реального проектирования для всех типов ЯР возмущение по реактивности принимается равным 0,05 , а возмущение по мощности берется равным 5%.

При моделировании обратных связей в лабораторном практикуме необходимо две обратных связи заменить одной эквивалентной и объяснить допустимость такой замены.

После этого необходимо вывести аналитически передаточную функцию ЯР на энергетических уровнях мощности с учётом одного общего мощностного коэффициента реактивности, определенного в лабораторном практикуме для Вашего варианта домашнего задания.

Преобразование температурных коэффициентов урана и воды в их мощностные коэффициенты и вывод эквивалентной

передаточной функции для обратной связи.

Для определения коэффициента К₁ и К₂ воспользуемся программой на ПЭВМ по изучению переходных процессов в реакторах типа ВВЭР – 1000 на малых и больших уровнях мощности.

В процессе выполнения этого эксперимента установим шаг решения 0,5 сек, коэффициент К₂=20 и время решения 50 секунд. Затем задаем скачок реактивности 0,1b, а данные ТКР урана и воды из курсового проекта. Получаем графики, приведенные на рис.2.

Рис.2а. График изменения приращения мощности.

Рис.2б. График изменения приращения средней температуры воды.

Рис.2в. График изменения приращения температуры урана.

Коэффициент К₁ находится как отношение приращения температуры урана к приращению мощности относительно 100% в установившемся режиме:

К₁ = DТ_УРАНА / DР_{МОЩНОСТИ} =( 978 – 940 ) / ( 106 - 100 ) =6,4 ^оС/ % .

Коэффициент К₂ находится как отношение приращения температуры воды к приращению мощности относительно 100% в установившемся режиме:

К₂ = DT_ВОДЫ / DР_{МОЩНОСТИ} = 0,9 / 6 = 0,15 ^оС/ % .

,

Теперь, зная коэффициенты К₁ и К₂, преобразуем два вида обратной связи в один эквивалентный мощностной коэффициент обратной связи согласно рис.2.

= 0,025 ( 1+18р )/ ( 1+8р ) ( 1+20р). ( 1 )

Сокращая в числителе ( 1+ 18р ) с ( 1+ 20р ) в знаменателе получим

W_ОС ( p ) = К_ОС / ( 1 + р Т _ОС ) = 0,025 / ( 1+ 8р ) ( 2 )

Рис.12. Преобразование двух обратных связей в одну эквивалентную.

Теперь выведем общую передаточную функцию ЯР на энергетических уровнях мощности для данного домашнего задания в виде:

W _ЭР ( p) = W_НК ( p ) / ( 1 + W_НК ( p ) х W_ОС ( p ) ) =

= 2,5 ( 1+ 10р )( 1 + 8р )/ р( 1+2р ). ( 3 )

Поскольку передаточные функции остальных элементов не меняются, то структурная схема для анализа устойчивости имеет такой же вид, как и на малых уровнях мощности, только меняется передаточная функция ЯР.

Разомкнутая передаточная функция САР ЯР для энергетических уровней мощности принимает вид, приведенный ниже, где численные значения отличаются для каждого домашнего задания. Нужно помнить, что для анализа устойчивости замкнутая система регулирования всегда приводится к разомкнутому виду с единичной обратной связи для исследования её методом найквиста!

-----------------------------------------------------------------

Где : W _ЭР ( p) – передаточная функция энергетического реактора

W _ПРИВ ( p) – передаточная функция привода с остальными элементами САР

На этом изучение второй темы заканчивается и необходимо подготовиться к зачёту. В каждом билете, как и в первой теме, имеется два вопроса по теме и исследование устойчивости вашего варианта домашнего задания на малых и больших уровнях мощности, выполненного в Вашей тетради.

При выводе передаточной функции энергетического реактора в его знаменателе получается квадратное уравнение вида :

а х р² + вх р + с = 0. причём а > 0 . ( 4 )

Для упрощения построения ЛАФЧХ необходимо это

уравнение ( 4 ) представить в виде произведения одночленов :

( А + р₁ ) х ( В + р₂ ),

где: А и В – коэффициенты, а р₁ и р₂ - корни уравнения ( 4 ).

Корни уравнения находятся как р_1,2 = ( - b + b² - 4 а с ) / 2а

Это позволяет привести передаточную функцию энергетического реактора к виду, удобному для анализа устойчивости методом Найквиста с помощью типовых передаточных функций!

Билеты для зачёта по второй теме.

Каждый билет включает в себя 2 приведенных ниже вопроса и анализ устойчивости САР ЯР согласно Вашему домашнему заданию на малых и больших уровнях мощности в Вашей тетради.

Билет №1.

1. Из каких элементов состоит система регулирования реактора и как она работает?

2. Какими тремя барьерами осуществляется предупреждение и защита от аварий?

Билет №2.

1. Расскажите о составе элементов и принципе работы регулятора РПГ.

2. Что означает понятие « Аварийная безопасность системы « ?

Билет №3.

1. Расскажите о составе элементов и принципе работы регулятора РТ

2. Что означает понятие « Отказоустойчивость « ?

Билет №4.

1. Расскажите о составе элементов и принципе работы регулятора АРМ .

2. Расскажите о работе энергоблока на рабочих уровнях мощности с нарушениями нормальных условий эксплуатации.

Билет №5.

1. Какие новые количественные требования предъявляются к оценке экономичности и ядерной

безопасности энергоблока ВВЭР-1000?

2.Какие подсистемы включает в себя понятие « СКУЗ ЯР АЭС « ?

Билет №6.

1. Сформулируйте 5 принципов нового подхода к обеспечению ЯБ на АЭС.

2. Чем отличаются « Нарушения « от « Ядерных Аварий « ?

Билет №7.

1. Сформулируйте понятие « Ядерная Авария « согласно ПБЯ и перечислите 3 случая, в

которых она может возникнуть.

2. От каких физических параметров зависит К_ЭФФ ?

Билет № 8.

1. Чем отличается старый Детерминированный Подход к ядерным авариям от нового ВАБ ?

2. Чем отличаются между собой понятия статика , кинетика и динамика ?

Билет №9.

1. Перечислите основные этапы Системного Подхода, которые обязательно нужно соблюдать.

2. Какие три состояния реактора Вы знаете и что такое реактивность реактора ?

Билет № 10.

1. Что понимают по термином « Человеческий Фактор « ( ЧФ ) в ЯБ и как он связан с понятием

« Культура Безопасности « ?

2.Сравните по таблице основные направления старого и нового подходов к ЯБ АЭС,

Билет №11.

1. Чем отличаются Принципы ЯБ от Методов их достижения на конкретных примерах ?

2. Опишите физическую модель цепной реакции для одного поколения.

Билет №12.

1. Какими 5 методами достигается Новый подход к 5 принципам ЯБ АЭС?

2. Опишите математическую модель статики цепной реакции с источником.

Билет №13.

1. Чем отличается деятельность специалистов при « Контроле за авариями « от их деятельности

при « Предупреждении аварий «?

2. Приведите уравнения кинетики ЯР в относительных параметрах и объясните их физический

смысл.

Билет № 14.

1. Объясните физический смысл понятия реактивность и в каких единицах её нужно измерять?

2. Сформулируйте главную цель Системного Подхода при любом проектировании

Билет № 15.

1. Что такое « Мгновенная критичность « и в чём её опасность ?

2. Напишите уравнение для b_ЭФФ и объясните её физический смысл.

Билет №16.

1 Приведите примеры Нарушений и как их можно предупредить ?

2.Напишите уравнения, описывающие поведение ЯР в подкритическом

состоянии в установившемся режиме.

Билет № 17.

1. При каких допущениях выводится передаточная функция нейтронной

кинетики ЯР и для каких режимов работы она применима?

2. Какие существуют 4 объективных причины полезности измерения реактивности в долях b_ЭФФ ?

Билет № 18.

1. Чем отличается ТКР от МКР и какой из них важнее для анализа устойчивости ?

2. Опишите структурную схему Динамики ЯР для быстрых переходных процессов.

Билет № 19.

1. Как Вы определяли экспериментально МКР воды, урана и общий МКР ЯР ?

2. От каких предельных значений параметров срабатывает аварийная защита и почему ?

Билет №20.

1. Как влияют на передаточную функцию ЯР положительный и отрицательный МКР ?

2. Что такое шумы реактивности и от чего они возникают?

Билет №21.

1. Чем опасны скачки реактивности более 0,1 b по сравнению с плавным увеличением

реактивности и какая предельная скорость увеличения реактивности допустима согласно ПБЯ ?

2. Какие показатели качества САР ЯР важны для его работы без нарушений и с нарушениями.

Приведите примеры этих возможных нарушений.

Оценка ядерной опасности энергоблока .

Главным источником опасности являются ТВЭЛ ы активной зоны реакторов , где в процессе цепной реакции накапливается активность :

А = К х Т х Р ( Кюри )

где: К – коэффициент, равный примерно

10³ Кюри / КВт.час;

Т – время работы в часах ( за год около

7200 час );

Р – тепловая мощность реактора ( около

3х10⁶ Квт );

Тогда для энергоблока, электрической мощностью 1000 Мвт за 1 год накапливаются радиоактивные продукты распада порядка 10¹³ Кюри.

Предполагают , что в Чернобыле при аварии выделилось около 10¹¹ Кюри. В результате этого 1,5 млн.чел . населения получило дозы внутреннего облучения иодом-131 от 30 до 100 Бэр и за 17 лет из них 200 тыс.человек умерло от рака.

Общая стоимость всех потерь для государства в России оценивают в 20 млрд.долларов,а за рубежом даже в 100 млрд.долларов!

Поэтому Ядерная опасность для АЭС является основной ( первичной), а радиационная ( облучение людей ) и техническая , связанная с разрушением сосудов с радиоактивными веществами, являются вторичными, тесно связанными с первичной опасностью.

1. Место СКУЗ в системах управления АЭС, энергоблоком и реактором.

Структура управления всеми АЭС состоит из трех уровней:1) Верхнего уровня ( РАО ЭС России), 2) Среднего уровня управления организационно-хозяйственной деятельностью

АЭС и 3) нижнего уровня управления отдельными энергоблоками( ЭБ).

Мы остановимся лишь на системе управления

нижним уровнем этой иерархии – управления технологическим процессом ЭБ.

Поскольку на современных АЭС четвертого поколения начинают внедряться компьютеры для управления всеми системами нормальной эксплуатации и системами безопасности из БЩУ, то их принято по старому называть Автоматизированные Системы Управления Технологическим Процессом Энергоблока или сокращенно АСУ ТП ЭБ. Это верхний уровень управления всеми подсистемами на ЭБ.

Средний уровень управления ЭБ также принято делить на две автоматизированные подсистемы :1) Автоматизированную Систему Контроля и Управления ЯР ( АСКУ ЯР) и 2) Автоматизированную Систему Управления Турбиной ( АСУТ ).

Нижний уровень технологического процесса

охватывает реактор, парогенераторы, турбогене-

раторы и относящиеся к ним детекторы и испол-

нительные органы.Эта структура приведена ниже.

Таким образом, объектом управления ( ОУ) является энергоблок (ЭБ ), состоящий из реактора , парогенераторов и турбогенератора.

Выходным полезным продуктом энергоблока служит электроэнергия , а вредными для персонала и окружающей среды –радиоактивные продукты распада ( РПР ).

Для управления экономичным производством электроэнергии и контролем за количеством выбрасываемых в окружающую среду РПР используется Комплекс Технических Средств контроля , управления и защиты ( КТС).

Управление энергоблоком с помощью КТС осуществляет оперативный персонал ОП блочного щита управления ( БЩУ).

Управление могло бы осуществляться полностью автоматически с помощью компьютеров без оператора если бы не было необходимости принятия решений в различных режимах и условиях эксплуатации при наличии внешних и внутренних возмущений. Эти возмущения могут приходить из внешней энергосистемы при изменении нагрузки на валу турбогенератора, от нарушений технологического процесса , связанных с отказами многочисленных приборов и оборудования , а также ошибок сменного персонала.

Понятие « СИСТЕМА « в современной теории управления сложными системами – это совокупность ЭЛЕМЕНТОВ , предназначенных для достижения заданных ЦЕЛЕЙ с количественными ПОКАЗАТЕЛЯМИ КАЧЕСТВА . Элементы связаны между собой СТРУКТУРОЙ для выполнения определенных ФУНКЦИЙ ( контроля ,управления ) в основных РЕЖИМАХ И УСЛОВИЯХ эксплуатации при наличии внешних и внутренних ВОЗМУЩЕНИЙ.

Таким образом согласно теории управления под СКУ ЯЭУ нужно понимать совокупность таких элементов как ОП , КТС и ОУ , на которые воздействуют внешние и внутренние возмущения , как показано ниже.

Выходом этой системы являются :1) Электроэнергия и вредные Радиоактивные Продукты Распада ( РПР).

В₀ - отказы общего вида ( всей системы )

ОП

КТC

ОУ

Выход

В₁ В₂ В₃ В₄

Структура СКУ энергоблока АЭС - единый комплекс элементов.

Качественными показателями работы всей системы является количество выработанной электроэнергии за год , которое определяется КоэффициентомИспользования Установленной Мощности ( КИУМ ), а показателями безопасности являются нормы показателей Культуры Безопасности (КБ).

Все перечисленные количественные показатели устанавливаются международными и государственными стандартами. Эти показатели зависят от многих факторов , которые необходимо соблюдать при проектировании всей СКУ энергоблока.

Большую помощь при этом оказывает принцип Системного Подхода ( СП ) ,разработанный в последние годы для повышения качества сложных и потенциально опасных систем.

Сущность Системного Подхода (СП).

Аналогично тому, как в 1948г возникла потребность в создании общей науки об управлении –Кибернетике, в 1980г , когда стали создаваться и эксплуатироваться дорогие и потенциально опасные сложные СИСТЕМЫ такие как АЭС и ракетно-ядерные комплексы.

Возникла необходимость в разработке новой науки о проектировании, эксплуатации и изучении сложных систем- Системотехники.

Цель этой науки заключается в том, чтобы с минимальными затратами времени и средств создать СИСТЕМУ с заданными показателями КАЧЕСТВА ( для АЭС- экономичность и безопасность) и поддерживать эти качества в процессе эксплуатации на основе определенных правил, нарушение которых приводит к большой потери времени и средств!