Способ контроля теплового режима реакторной установки типа ввэр в динамических режимах

 

Сущность изобретения: в стационарном режиме работы реактора измеряют темпеУН ратуру теплоносителя в холодных Тп и горячих Тпгн нитках первого контура, давление теплоносителя в первом контуре, расход теплоносителя в петлях первого контура и температуру воды в межтрубном объеме парогенератора и с помощью выбранной математической модели теплопередачи находят коэффициенты теплопередачи из первого контура во второй для каждого парогенератора . Далее измеряют те же параметры в динамическом режиме работы реактора при работающих главных циркуляционных насосах и устанавливают с помощью той же математической модели уточненные значения Тпхн и Тпгн, которые используют известным образом для определения тепловой мощности реактора . 2 з.п.ф-лы, 1 ил. fe

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК (я)5 G 21 С 17/00

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПАТЕНТНОЕ

ВЕДОМСТВО СССР (ГОСПАТЕНТ СССР) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ,О,0д Ю („А) -Тп + 1(пТп + (1 — Кп)Тп = О.

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21) 4941279/25 (22) 03.06.91 (46) 23.03.93. Бюл. М 11 (71) Союзный научно-исследовательский институт приборостроения (72) В,И,Бурьян и В.Е.Ванин (56) Брагин В.А, и др. Системы регулирования контроля АЭС с реакторами ВВЭР. Под ред. Г.Л.Левина. - М.: Энергоатомиздат, 1 987, с. 13 — 16.

Крупенников В.П. Эксплуатационные вопросы физики реакторов ВВЭР-1000, - М.:

Энергоатомиздат, 1986, с.64.

g riffith1,М. Power estimation in the pressurized

water reactor — Nuclear Technology, 1982, vol.

56, М 3, р. 447-453.

Брагин B,А. и др. Системы внутриреакторного контроля АЭС с реакторами ВВЭР.

Под ред. Г,Л.Левина,. - М,: Энергоатомиздат, 1987, с, 53 — 58.

Изобретение относится к ядерной энергетиКе и может быть использовано в автоматизированных системах управления технологическими процессами реакторных установок ВВЭР для контроля состояния реактора, Целью предполагаемого изобретения является повышение точности определения тепловой мощности реактора за счет повышения точности определения температуры теплоносителя.

Цель достигается тем, что в способе контроля теплового режима теплоносителя в первом контуре реакторной установки типа

ВВЭР в динамических режимах, включающем периодические измерения темпера„„5U„„1803931 А1 (54) СПОСОБ КОНТРОЛЯ ТЕПЛОВОГО РЕЖИМА РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ТИПА

ВВЭР В ДИНАМИЧЕСКИХ РЕЖИМАХ (57) Сущность изобретения: в стационарном режиме работы реактора измеряют температуру теплоносителя в холодных Тп"" и горячих Тп " нитках первого контура, давление теплоносителя в первом контуре, расход теплоносителя в петлях первого контура и температуру воды в межтрубном объеме парогенератора и с помощью выбранной математической модели теплопередачи находят коэффициенты теплопередачи из первого контура во второй для каждого парогенератора, Далее измеряют те же параметры в динамическом режиме работы реактора при работающих главных циркуляционных насосах и устанавливают с помощью той же математической модели уточненные значения T>" и Тп"", которые используют известным образом для определения тепловой мощности реактора. 2 з,п.ф-лы, 1 ил. туры теплоносителя в "холодных" Т„"" (п— номер петли) и "горячих" Tn " нитках первого контура, давления P теплоносителя в первом контуре, расхода Gn теплоносителя в петлях первого контура, дополнительно измеряют температуру T> воды в межтрубном объеме парогенератора, используя указанные величины, измеренные в стационарном режиме работы реактора, находят коэффициенты теплопередачи кп из первого контура во второй для каждого парогенератора с помощью математической модели теплопередачи вида:

1803931 где kn = ехр(— G — C — ); Fn — площадь поверху п Рп -.Р-р ности теплообмена;

Ср — удельная теплоемкость теплоносителя первого контура; далее в динамическом режиме работы реактора измеряют тот же набор параметров при работающих главных циркуляционных насосах и с помощью той же математической модели устанавливают уточненные значения Тп, Тп, которые используют для определения известным способом тепловой мощности реактора как: (; гн; хн)

М =1

Кроме того, цель достигается тем, что уточненные значения Тпх", Тпг" определяются как

4 х =(В,Х," a+A 1А) ".(B Х)," у+Ать,, 6) где x = (Т1хн -Т1гн T õí T ãí )т. m число петель, т — знак транспортирования матрицы, А — блочная матрица:

А1 О О О

О А2 0 О

000Aп с блоками Ап =(-1 kn,î);

В = 12, 1к — единичная матрица поряд a kxk;

Ъ вЂ” Ое m, Zy=3 12m, — вектор:

= (Ь1"..ов), Ьп = (kn — 1)Тп (kn kn )(Tn,o Тп,о ); — — Тй,о

kn,о = ехр( п.оСР Tn o Tn О (Т хн.и Т Гн.и -Г хн.и 1- Гн.и)т результатов измерения температуры;

Gn o, Tn o"". Tn о ", Tn o — значения парэметров Gn, Tn"", Tn ", Тп в предыдущем временном цикле измерения, Цель достигается также тем, что уточненные значения Tnхн, Тпгн определяются как: (Тпгн)„, (Тпгн)o + Гн„(Т гн.и (-Г>гн) где (Tn )1, (Tn ) — промежуточные значения, определяемые как

Тп, =(Тп )1+ г4Ъ х — (Té")) + п(Тй")) + 1 — kn)Tn (kn - 1)

Tn . = (Тп )1+64,2 х — (Тй )1 + 3сп(Тй")1 + 1 — kn)+n (k„1)2

20 (4,1, йй,1, (4, (4,2 подбираемые коэффициенты (О < а < 1), (Тпхн)п, (Тп н)о — эначениЯ темпеРатУРы, полученные в предыдущем временном цикле измерения, Авторам не известны способы контроля теплового режима реакторной установки, обеспечивающие п риемлемую погрешность в динамических режимах, особенно при определении тепловой мощности реактора.

30 Сопоставительный анализ заявляемого решения с прототипом показывает, что заявляемый способ соответствует критерию изобретения "новизна". При определении тепловой мощности реакторов авторы до35 полнительно учли взаимосвязь между измеряемыми параметрами РУ, сохраняющуюся при их изменении, что выражено соотношением, 40 -Тп + knTn + (1 — 1()Тп = О (2) и предложили дополнительные условия измерения отдельных параметров, Ранее соотношение (2) применялось только при

45 расчетах парогенераторов на этапе его проектирования и не применялось для контроля работающего реактора, Отличительные признаки в совокупности с известными в заявляемом способе позволяют повысить

50 точность определения тепловой мощности реактора в динамических режимах, Зто позволяет сделать вывод о соответствии технического решения критерию "существенные отличия".

55 На чертеже в упрощенном виде представлен вариант устройства для реализации заявляемого способа.

Способ осуществляют следующим обраэом.

1803931

В одном из стационарных режимов работы реакторной установки на различных энергетических уровнях мощности (целесообразно использовать стационарные режимы на этапе энергопуска: на уровнях мощности 40, 75, 90, 100 ь от номинальной) с прмощью штатных измерительных каналов системы контроля, управления и защиты

ВВЭР измеряют температуру теплоносителя в "холодных" нитках первого контура (T"") и в "горячих" нитках (Т "), расход теплоносителя в петлях первого контура (Gn), давление теплоносителя в первом контуре (Р к) и давление пароводяной смеси в межтрубных объемах парогенераторов (Р" ) и находят коэффициенты теплопередачи кп с помощью соотношения (2), причем эти измерения проводят столько раз и в таком наборе состояний реакторной установки, чтобы обеспечить требуемую точность определения коэффициентов теплопередачи, Если пренебречь систематическими погрешностями, т точность определения коэффициентов теплопередачи обратно пропорциональна квадратному корню из полного числа измерений: ai =о1Г, где о1 — среднеквадрати-1 ческая погрешность при одном измерении, ol- при! измерениях, Тем самым настраивают модель теплопередачи (соотношение 1) в парогенераторах из первого контура вб второй для каждого парогенератора, Такие измерения и настройку модели д1 я каждого парогенератора необходимо периодически (несколько раз за топливную кампанию) повторять в процессе эксплуатации энергоблока с целью учета изменения коэффициента теплопередачи, например, вследствие появления отложений солей на ст нках трубок парогенератора, Далее при работе реактора на мощност при включенных ГКН измеряют давленИе, температуру, расход теплоносителя первого контура и давление пароводяной с11еси в межтрубном объеме парогенератора,. По измеренному давлению в первом ко туре Pic вычисляют удельную теплоемко ть Ср.

Результаты этих измерений используют со местно с моделью теплопередачи (соотношение (2)) в парогенераторах для уточнени температуры в "холодных" и "горячих" нитках петель, При использовании ЭВМ с высоким быстродействием и большим объемом оперативной памяти уточнение температуры производя". по алгоритму Калмана.

Предположим, что погрешность соотношения (2) имеет статистический характер, т,е;.:

-Tn"" + kn Тп н + (1 — kn) Тп = Fn (3) где еп — случайный пооцесс с нулевым средним и дисперсией о

5 Перед нами — задача оценивания состояния

x = (T1хн Т1гн ... Tmхн Tmãí)T v esixopa N cuc темы с входами Тп, Gn (и = 1,...m), для которой уравнение эволюции состояния имеет вид(3), а уравнения измерений:

10 хн -Т- хн.и хн

n = n

Т Гн -Т- гн.и Гн и и где Gn, 0п — погрешности измерений. хн гн

Пусть они имеют статистический характер, некоррелированы, имеют нулевое среднее и дисперсию от . Заметим, что в предполог жении, что теплоноситель второго контура находится на линии насыщения во всем объеме парогенератора, его температура Т может быть определена по измеряемому давлению P" .

При использовании в системе контроля

3ВМ с достаточными оперативной памятью и быстродействием получают оптимальную оценку температуры и тепловой мощности реактора следующим образом.

Линеаризуют соотношение (2) в окрестности текущих значений переменных (T хн Т „гн Т- хн Т- Гн)т.

-Tn"" + kn oTn " = bn

Gn оСр) Тгн Тз

bп — переменная, зависящая от входов и

40 текущих значений температуры:

bn = (kno — 1)Т„ — (kn — kno)(Tn,o — Tn о )

Известно, что для переменных х, свя45 занных системой уравнений модели;

"3

Ь = Ax+

-У -э при наличии измерений у, связанных с х

50 системой уравнений измерений: е у= Вх+о где Р, о — взаимно некоррелированные

55 случайные векторы с нулевыми средними и дисперсионными матрицами Хе, Х, оптимальная оценка дается в виде: х=(В,Х, В+ATХ 1A)".(BrХ, у+ATZ 1

1803931

Т хн = (Т хн) + ггхЪ х

А1 0 0 0

0 Аг 0 0

0 0 0 Am

А= -е — 0е lm У = 3 l2m, а ее дисперсионная матрица имеет вид:

Х =BTÕ "8+ATÕ A)

В рассматриваемое задаче А — блочная матрица; с блоками An = (-1 kn,o), B = Izm, Ig — единичная матрица порядка

kxk;

Ь вЂ” вектор Ь = (Ь1...,Ьп), (T хн.и T гн.и Т тх и T гн.")ò тор результатов измерения температуры, Этот алгоритм обеспечивает максимально возможное уточнение температуры.

В настоящее время в системах контроля используются ЭВМ с недостаточной для оптимального.определения температуры теплоносителя производительностью и малой оперативной памятью; поэтому представляется предпочтительным получение менее оптимального уточнения температуры теплоносителя и тепловой мощности, тем более что из-за неизбежной приближенности используемой модели и характеристик погрешностей полученная оценка все равно не будет оптимальной. Вместе с тем отказ от вычислений "оптимальных" матриц: (gTg 1 + т 1 )1 т — 1

У У Y (Вт g 1 В + Ат т 1А) 1дт 1

У в реальном масштабе времени дает существенную экономию вычислительных ресурсов; процессорного времени и оперативной памяти, Поэтому при использовании более дешевой ЭВМ, с меньшим быстродействием и объемом оперативной памяти уточнение температуры проводят по следующему алгоритму, Измеряют температуру Тп"." Т " " и делают поправки к оценке температуры (TnxH)о, (Tn H)о, ПОЛуЧЕННОй В ПрЕдЫдущЕМ временном цикле, получая промежуточные

ОЦЕНКИ (Тпхн)1, (Тпгн)1; (T xH), (T- xH) + хн (Т хН.И (Т хн) (Тпгн) = (Тп™)o+ г4н1(тпгн и — (Тпг")o) далее, используя модель (2), делают поправки к полученным оценкам, что дает оценку температур:

10 — (Тп")1 + kn(TnH)1 + " — known

1)г

Тп . = (Тп )1 +г4,2 х

15 — (Т".н)1 + 1с.(Т ")1 + 1 — 1с.)Ч

1)г

Эта процедура является применением мо20 дифицированного алгоритма Качмажа, причем уравнения измерений и модели определяют в фазовом пространстве переменных > множество 3 х m гиперплоскостей.

В каждом цикле приема измерительной ин25 формации от датчиков в устройстве обработки проводится последовательное проецирование оценки х на указанные гиперплоскости (удобнее осуществлять проекции в приведенном выше порядке). В качестве начального приближения в каждом цикле используется оценка, полученная в предыдущем цикле. Коэффициенты в приведенных выражениях подбираются заранее, Полученные значения температуры

35 Тп- Тп - под„„„ю„„„н,,ни, (1) и находят тепловую мощность реактора, В устройстве (см.чертеж), реализующем способ, в первом контуре энергоблока, включающем ядерный реактор 1, несколько

40 петель, каждая с "горячей" ниткой 2, "холодной" ниткой 3, парогенератором 4 и с главным циркуля ционным насосом 5, установлены датчики температуры теплоносителя 6. 7, датчик давления теплоносителя

45 8, датчик перепада давления теплоносителя на главном циркуляционном насосе 9, датчик скорости вращения ротора ГЦН 10, Во втором контуре установлен датчик давления пароводяной смеси в парогенераторе 11, Временные сигналы с датчиков поступают на вход аппаратуры контроля 12, далее на аналого-цифровые преобразователи 13. С выхода аналогово-цифровых преобразователей сигналы поступают в ЭВМ 14. Значения расхода теплоносителя в петлях первого контура, определяемые по результатам измерений 7 — 10, а также значения коэффициентов теплопередачи парогенераторов регистрируются в базе данных 15.

1803931

Значения температуры теплоносителя в нитКах первого контура и мощности реактора постоянно визуально отображаются на дисплее 16 и регистрируются на магнитном диске 17, Предлагаемый способ позволяет повысить точность контроля теплового режима реакторной установки. Действительно, для реакторной установки ВВЭР— 1000 в номинальном режиме работы тепловая мощность реактора No = 3000 МВт, температура теплоносителя в горячей нитке To " = 320 С, в холодной нитке То"" = 290 С, в парогенератореТо =278,5 С, Погрешноститемперат рных измерений от = 0,4 С, погрешности определения петлевых расходов cd — около

0;01Gn,о. Без использования модели среднеквадратическая погрешность оценки тепловой мощности по параметрам первого контура oI составляет около 1,4% номинальной мощности, При использовании модели (в предположении, что ее погрешность

o = = 00,1 — 0,5 С) погрешность определения температуры теплоносителя s "холодных" и

"горячих" нитках уменьшается до 0,14—

0,32 С и 0,39-0,4 С соответственно, а погрешность определения тепловой

Мощности реактора по параметрам первого контура уменьшается до о = 1,1 — 1,3о ноh4VIHB lbHOA мощности. BbIM "pblLU B TORHOct оценки, характеризуемый показателем

2 — 2о1, составляет 0,2 — 0,5 номинальной мощности.

Технико-экономический эффект заключается в повышении точности определения тепловой мощности реактора, что дает возможность без уменьшения безопасности повысить мощность реактора, Для энергоблока тепловой мощностью 3000 МВт (и электрической — соответственно 1000 М Вт) уменьшение погрешности оценки тепловой мощности даже на 0,2 номинальной мощности дает возможность дополнительного производства электроэнергии 17,5 млн. кВт ч в год.

Формула изобретения

1. Способ контроля теплового режима реакторной установки типа ВВЭР в динамических режимах, включающий периодические измерения температуры теплоносителя в "холодных" Тп (и — номер петли) и "горячих" Тп нитках первого контура, давления P теплоносителя в первом крнтуре, расхода Gn теплоносителя в петлях первого контура, отл и ч а ю щи йся тем, что, с целью повышения точности определения тепловой мощности реактора за счет повышения точности определения температуры теплоносителей, дополнительно измеряют температуру Тп воды в межтрубном объеме парогенератора, используя указанные величины, измеренные в стационарном

5 режиме работы реактора, находят коэффициенты теплопередачи кп из первого контура во второй для каждого парогенератора с помощью математической модели теплопередачи вида

-Тп + kïÒn + (1 — Мп)Тп = О, knFn где kn = ехр (— ); Fn — площадь поверGnCp

"5 хности теплообмена, Cp — удельная теплоемкость первого контура; далее в динамическом режиме работы реактора измеряют тот же набор параметров при работающих главных циркуляционных насосах и с помощью той же математической модели устанавливают уточненные значения Тп"", Тп ", которые используют для определения известным способом теп25 ловой мощности N реактора;

6 (н — х)

N=I

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что уточненные значения Tn"". Тп " определяют из выражения

35 ъ х=(В Х â€” )," В+АТХ, "А)" .(ВтХ вЂ” ), у+Ать, "Ь) где х = (T I"" Т1 ",... Tm"" Tm ");

m — число петель;

40 т — знак транспортирования матрицы;

А — блочная матрица:

А1 0 0 0

0 Az 0 0

О О О А с блоками An = (1 kn о):

В = 12m, 1 — единичная матрица порядка k х k;

Ъ вЂ” < е

55 Zy =

Ь вЂ” вектор:

Ь = (Ь)....bm); Ьп = (kn 1)Тп (kn kn )(Тп,о Тп,о ):

1803931

Тп"". = (Tn"") + аЪ х

KnFn ) Tn,о — Tn,о н в

kn,о = ехр— Р Тп,о Тп,о — (Т".н)1 + k.(TÃ) + (1 — k.)T . (k„1)2

1п = (Тп н)1+ 4",2 х — (Тй")1 + п(Тй")1 + 1 — kn)Tn (k„1)2 (Tn ") : = (Tn™)0+ с (Тп " " — (Tn ")0)

Гдв (Тп"н)>, (Тп ")1 — ПрОМЕжутОЧНЫЕ ЗНаЧЕния, определяемые из выражений

Составитель В. Бурьян

Техред M. Моргентал Корректор Т. Вашкович

Редактор О. Стенина

Заказ 1058 Тираж Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., 4/5

Производственно-издательский комбинат "Патент", г, Ужгород, ул.Гагарина, 101 хн.и - гн.и - хн.т - гн.и т тор результатов измерения температуры;

6п,о, Тп,o, Тп,о ", Тп,о — значение параметров 6п, Тп"", Тп ", Тп в предыдущем временном цикле измерения.

3. Способпоп.1,отличающийся тем, что уточненные значения Тп"", Тп"" определяются из выражений с4."1, с(5, с4",2, а,"",2 — подбираемые ко15 эффициенты (О < а<1), (Тп"н)о, (Тп н)о — значения температуры, полученные в предыдущем временном цикле измерения.

Способ контроля теплового режима реакторной установки типа ввэр в динамических режимах Способ контроля теплового режима реакторной установки типа ввэр в динамических режимах Способ контроля теплового режима реакторной установки типа ввэр в динамических режимах Способ контроля теплового режима реакторной установки типа ввэр в динамических режимах Способ контроля теплового режима реакторной установки типа ввэр в динамических режимах Способ контроля теплового режима реакторной установки типа ввэр в динамических режимах 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области прикладной ядерной физики и может быть использовано в ядерной энергетике для определения изотопного состава в активных зонах ядерных реакторов, а также для тестирования программ расчета реакторов

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для определения места расположения в активной зоне быстрого реактора тепловыделяющей сборки (ТВС), в которой возникла негерметичность твэлов по газу

Изобретение относится к ядерному приборостроению и может найти применение при непрерывном оперативном контроле и герметичности технологического оборудования станции (АС), например, парогенератора (ПГ) или теплообменников второго и третьего контуров

Изобретение относится к технической физике, а именно к контролю температуры замедлителя ядерных реакторов и критических сборок

Изобретение относится к управлению и защите ядерных реакторов и критических сборок и может быть использовано в устройствах контроля мощности и периода ядерных реакторов Цель изобретения повышение надежности функционирования устройства Устройство содержит детектор нейтпонов усилитель, генератор контрольных сигналов, блок контроля мощности и периода, высоковольтный источник напряжения и блок фиксации контрольных сигналов , выполнение генератора контрольных сигналов а виде генератора синусоидального напряжения, аналогового ключа, первого генератора тактовых импульсов, выходного блока и конденсатора, соединенных особых образом, а также выполнение блока фиксации контрольных сигналов в виде полосового фильтра, детектора огибающей, порогового элемента, счетчика импульсов, второго генератора импульсов и блока регистрации неисправности, определенным образом связанных между собой, позволяет осуществить автоматический контроль исправности линий связи с детектором нейтронов, что обеспечивает повышение надежности функционирования устройства

Изобретение относится к технической физике, а точнее к регистрации ионизирующих излучений

Изобретение относится к области управления ядерными энергетическими реакторами и может быть использовано при выводе на мощность энергетических реакторов, критических сборок, космических ЯЭУ, а также в системах аварийной защиты реакторов и критических сборок

Изобретение относится к устройствам контроля за технологическими параметрами ядерных реакторов, в частности, за расходом теплоносителя в технологических каналах (ТК) с тепловыделяющими сборками (ТВС)

Изобретение относится к способам и устройствам для получения пробы из атмосферы в герметично закрытом резервуаре, в частности из резервуара аварийной защиты реактора ядерной электростанции

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в ядерных энергетических установках

Изобретение относится к устройствам для обнаружения поверхностных дефектов на цилиндрических объектах, таких как топливные таблетки атомных электростанций
Наверх