Способ автоматического управления мощностью ядерной энергетической установки с реактором водо-водяного типа

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. Способ автоматического управления мощностью ядерной энергетической установки с реактором ВВЭР в режимах регулирования электрической нагрузки в диапазоне 10%-102% номинальной мощности реактора предполагает, что управление упомянутой установкой осуществляют по следующим операциям: - определяют скорость изменения мощности турбины в результате преобразования сигнала по мощности турбины в динамическом элементе с передаточной функцией W(P)=K4·Р/(T4·Р+1), где P - оператор Лапласа, K4 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100, Т4 - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 100, и далее выбирают необходимую операцию: или, - при увеличении мощности турбины органы регулирования перемещают вверх при выполнении условия: [(Рзад.пара)·K1+(Nтг-Np-pa)+K5]>0, где Рзад. - заданное давление пара, Па; Рпара давление пара. Па; K1 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 1; Nтг - мощность турбины, %; Np-pa - мощность реактора, %; К5 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100; или, - при превышении абсолютного значения разности мощности реактора и мощности турбины на величину более К6 и при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины органы регулирования перемещают при выполнении условия |Nтг-Nр-pa|≥К6, где К6 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100. Направление перемещения органов регулирования определяют по знаку разности Nтг-Np-pa; или, - при отклонении мощности реактора от мощности турбины в пределах от -К6 до +К6 при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины направление перемещения органов регулирования определяют знаком разности (Рзад.пара), причем время перемещения органов регулирования определяют исходя из выполнения условия: (Рзадпара)-K2·(1-exp(-t/T2))·(Рзадпара)/|Рзад-Pпара|≥Δн, где t - время, К2 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100, Т2 - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 106, Δн - зона нечувствительности функции трехпозиционного релейного элемента с возможными значениями от 0 до 10, а время паузы между шагами органов регулирования определяют исходя из выполнения условия: (Рзадпара)-К3·(1-exp(-t/Т3))·(Рзадпара)/|Рзад-Pпара|≤Δв, где t - время, К3 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100, Т3 - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 10, Δв - зона возврата функции трехпозиционного релейного элемента с возможными значениями от 0 до 106. Управление в соответствии с вышеперечисленными операциями приводит к улучшению условий работы тепловыделяющих элементов активной зоны за счет использования свойств саморегулирования реактора путем минимизации перемещения органов регулирования системы управления и защиты. 4 ил.

 

Область техники

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа.

Уровень техники

Известен способ управления реакторной установкой в режимах регулирования электрической нагрузки энергоблока атомной станции, когда поддерживается заданное давление пара, при этом используется сигнал по мощности реактора, сигнал по давлению пара во втором контуре и сигнал по мощности турбины или сигнал, характеризующий мощность турбины (расход пара на турбину, положение регулирующих клапанов турбины и т.д.) (М.П.Шальман, В.И.Плютинский «Контроль и управление на атомных электростанциях». М: Энергия, 1979 г.; рис.6-8 а, стр.146) - принят за прототип. Критерием качества управления известного способа является минимизация отклонения давления пара во втором контуре от заданного значения и минимизация времени переходного процесса.

Недостатком известного способа является следующее.

Ухудшаются условия работы тепловыделяющих элементов активной зоны вследствие существенных изменений локального энерговыделения, вызванного, в свою очередь, перемещением органов регулирования системы управления и защиты реактора.

Известен способ управления реактором в режимах регулирования нагрузки с использованием сигнала «средняя температура теплоносителя в 1-м контуре» (М.П.Шальман, В.И.Плютинский «Контроль и управление на атомных электростанциях». М: Энергия, 1979 г.; рис.6-8 б, стр.146). Критерием качества управления известного способа является минимизация отклонения от заданного значения средней температуры теплоносителя в 1-м контуре. Применение данного способа позволяет улучшить условия работы тепловыделяющих элементов в режимах регулирования нагрузки за счет использования свойств саморегулирования реактора. Недостатком известного способа является ограниченный диапазон мощности реактора (от не менее 60% Nном. до Nном., где Nном. - номинальный уровень мощности равный 100%), в котором этот способ может быть реализован. Это ограничение вызвано увеличением давления пара во втором контуре в стационарном состоянии, что, в свою очередь, вызвано ограничениями со стороны турбины и со стороны реакторной установки. Дополнительным недостатком известного способа является изменение коэффициента полезного действия паротурбинной установки при изменении мощности, вызывающей изменение давления пара в стационарном состоянии.

Еще одним недостатком известных способов является то, что вследствие изменения динамических характеристик объекта управления требуется изменение параметров настроек (коэффициенты усиления, постоянные времени). Изменение динамических характеристик объекта управления - реакторной установки происходит в зависимости от периода кампании реактора (изменяется, в том числе, коэффициент реактивности по температуре (или по плотности) теплоносителя и коэффициент по температуре топлива) и в зависимости от величины и вида возмущения (от скорости, направления, величины изменения электрической нагрузки).

Раскрытие изобретения

Задачей изобретения является улучшение условий работы тепловыделяющих элементов активной зоны за счет исключения движения органов регулирования системы управления и защиты реактора вверх при снижении мощности турбины и, как следствие, повышение экономичности и безопасности ядерного реактора.

Техническим результатом изобретения является улучшение условий работы тепловыделяющих элементов активной зоны путем минимизации перемещения органов регулирования системы управления и защиты за счет максимального использования свойств саморегулирования реактора в режимах регулирования нагрузки в широком диапазоне мощности реактора (от 10% до 102% Nном.) при одновременном выполнении требования по поддержанию заданного давления пара. Минимизацию перемещения органов регулирования системы управления и защиты обеспечивают исходя из выполнения следующего условия:

уст.-Н(t)]·dH(t)/dt≥0, для [dNтг(t)/dt]·[dNтг(t)/dt]≥0,

где Нуст. - положение органов регулирования системы управления и защиты в конце процесса регулирования (стабилизация давления пара во втором контуре на заданном уровне).

H(t) положение органов регулирования системы управления и защиты от низа активной зоны.

При скачкообразных увеличениях нагрузки данное условие может нарушаться в целях недопущения снижения давления пара до значений, при которых начинают срабатывать технологические защиты и блокировки.

Поставленная задача заключается в использовании способа автоматического управления мощностью ядерной энергетической установки с реактором водо-водяного типа при изменении внешней электрической нагрузки, включающего поддержание заданного давления пара по информации о текущей мощности турбины, по информации о текущем давлении пара, по информации о текущей мощности реактора путем перемещения органов регулирования системы управления и защиты, и для поддержания заданного давления пара управление упомянутой установки осуществляют следующими операциями:

- определяют скорость изменения мощности турбины в результате преобразования сигнала по мощности турбины в динамическом элементе с передаточной функцией

W(P)=К4·P/(Т4·Р+1), где

К4 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100,

P - оператор Лапласа.

Т4 - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 100

Динамический элемент - элемент (аппаратура или программный модуль), реализующий передаточную функцию W(P), для которого, выходная величина является (функцией двух переменных: входной величины и времени. Величина коэффициентов К4, Т4 определяется совокупностью следующих факторов: требования энергосистемы по скорости, диапазону и величине увеличения мощности энергоблока; динамические характеристики объекта управления (нейтронно-физические характеристики - коэффициенты реактивности но температуре топлива и температуре теплоносителя, эффективность органов регулирования системы управления и защиты); тепловая инерционность парогенератора, 1-го контура; характеристики аппаратуры, реализующей алгоритм динамического элемента (коэффициенты передачи измерительных каналов, коэффициенты преобразования и усиления сигналов). По результатам анализа расчетных исследований на полномасштабных математических моделях, экспериментальных исследований значения данных коэффициентов не могут превышать значение 100 и не могут быть менее 0,

и далее выбирают необходимую операцию:

или,

- при увеличении мощности турбины органы регулирования перемещают вверх при выполнении условия

[(Рзад.пара)·К1+(Ктг-Np-ра)+K5]>0, где

Pзад - заданное давление пара, Па;

Рпара - давление пара, Па;

K1 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 1;

Nтг - мощность турбины, %;

Np-pa - мощность реактора, %;

К5 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100.

Коэффициенты К1 и K5 обозначают следующее: коэффициент К1 - множитель (масштабный фактор), коэффициент К5 - дополнительное слагаемое. Величина коэффициентов К1, К5 определяется совокупностью следующих факторов: требования энергосистемы по скорости, диапазону и величине увеличения мощности энергоблока; динамические характеристики объекта управления (нейтронно-физические характеристики - коэффициенты реактивности по температуре топлива и температуре теплоносителя, эффективность органов регулирования системы управления и защиты); тепловая инерционность парогенератора, 1-го контура; характеристики аппаратуры, реализующей алгоритм динамического элемента (коэффициенты передачи измерительных каналов, коэффициенты преобразования и усиления сигналов).

По результатам анализа расчетных исследований на полномасштабных математических моделях, экспериментальных исследовании значения данных коэффициентов не могут превышать значение 100 и не могут быть менее 0,

или,

- при превышении абсолютного значения разности мощности реактора и мощности турбины на величину более К6, и при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины органы регулирования перемещают при выполнении условия [Nтг-Np-pa|≥K6, направление перемещения органов регулирования определяют по знаку разности

Nтг-Np-pa,

где К6 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100.

Коэффициент К6 обозначает границу абсолютного значения разности мощности реактора и мощности турбины. Значение К6 определяется совокупностью следующих факторов: тепловыми потерями в окружающую среду, мощностью, подводимую к 1 контуру за счет работы главных циркуляционных насосов, отбором тепла по 2 контуру на собственные нужды. По результатам анализа расчетных исследований на полномасштабных математических моделях, экспериментальных исследований значения данных коэффициентов не могут превышать значение 100 и не могут быть менее 0,

или,

- при отклонении мощности реактора от мощности турбины в пределах от минус К6 до плюс К6 при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины направление перемещения органов регулирования определяют знаком разности (Рзад.-Pпара), причем время перемещения органов регулирования определяют исходя из выполнения условия:

зад.пара)-К2·(1-exp(-t/T2))·(Рзад.пара)//Рзад.пара|≥Δн, где

t - время,

К2 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100,

Т2 - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 106,

Δн - зона нечувствительности функции трехпозиционною релейного элемента с возможными значениями от 0 до 106,

а время паузы между шагами органов регулирования определяют исходя из выполнения условия:

зад.пара)-К3·(1-exp(-t/Т3))·(Рзад.пара)/|Рзад.пара|≤Δв, где

t - время,

К3 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100,

T3 - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 106,

Δв - зона возврата функции трехпозиционного релейного элемента с возможными значениями от 0 до 106.

Коэффициенты К2 и К3 обозначают коэффициенты передачи инерционного звена 1-го порядка. К2 и T2 обозначают постоянные времени инерционного звена 1-го порядка. Величины коэффициентов К2 и Т2 определяются исходя из того, что при любых возможных отклонениях текущего давления пара (Pпара) от заданного значения (Рзад.) орган регулирования системы управления и защиты делает один шаг, например 2 см. Величины коэффициентов К3 и Т3 определяются исходя из того, что сигнал (Рзадпара) на входе в трехпозиционный релейный элемент должен быть скомпенсирован сигналом обратной связи в течение времени, которое необходимо для реализации свойств саморегулирования объекта управления. По результатам анализа расчетных исследований на полномасштабных математических моделях, экспериментальных исследований значения коэффициентов К2 и К3 не могут превышать 100 и не могут быть менее 0, значения Т2 и Т3 не могут превышать 106 и не могут быть менее 0.

Величина зоны нечувствительности определяется, исходя из требований по точности поддержания регулируемой величины в стационарном состоянии, требований к качеству переходного процесса.

Величина зоны возврата определяется, исходя из требований к качеству переходного процесса. По результатам анализа расчетных исследований на полномасштабных математических моделях, экспериментальных исследований значения зоны нечувствительности и зоны возврата не могут превышать 106 и не могут быть менее 0.

Технический результат достигается тем, что отклонение давления пара от номинального значения (от заданного значения) в режимах регулирования нагрузки определяют соотношением подводимой ко второму контуру мощности и отводимой мощности на турбину, то есть при больших возмущениях по нагрузке в сторону снижения мощности турбины мощность реактора приводится в соответствии с мощностью турбины с точностью до К6% Nном. Затем, при отклонении мощности реактора от мощности турбины в пределах от -К6% Nном. до +К6% Nном. и при отсутствии увеличения мощности турбины управление реактором производят таким образом, что пауза между перемещениями позволяла бы реализовывать свойства саморегулирования реактора в полной мере. Время паузы определяется характеристиками саморегулирования энергоблока АЭС.

Сущность изобретения поясняется чертежами.

На фиг.1 представлена схема способа автоматического управления мощностью ядерной энергетической установки с реактором водо-водяного типа.

Управление ядерной энергетической установкой (ЭУ) 11 осуществляют путем перемещения органов регулирования системы управления и защиты реактора (ОР СУЗ) 2.

Блок переключения 7 осуществляет выбор управляющего сигнала в зависимости от величины отклонения мощности реактора от мощности турбогенератора и в зависимости от знака скорости изменения мощности турбины. При увеличении мощности турбогенератора управление передают сигналу В, который равен сумме сигналов (Nтг-Np-pa) и (Рзад.пара), при этом существует ограничение на увеличение мощности реактора более допустимого значения, которое определяют в проекте по условиям безопасной эксплуатации. При наличии рассогласования мощности реактора от мощности турбогенератора по абсолютному значению на величину более К6% (формируют с помощью функции релейного элемента 1) и отсутствии увеличения мощности турбогенератора управление осуществляют по сигналу А (релейный алгоритм). В случае, когда отклонение мощности реактора от мощности турбогенератора находится в пределах от минус К6% до плюс К6% при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины управление осуществляют по сигналу С (совместно с исполнительным механизмом постоянной скорости реализуют ПИ-алгоритм (пропорционально-интегральный)).

Реализацию ПИ-алгоритма осуществляют за счет охвата выходного трехпозиционного релейного элемента 8 отрицательной обратной связью с характеристиками инерционного звена первого порядка 9.

Управление турбиной 3 осуществляют системой управления турбиной (СУТ) 4, 5, 10, функционирующей в режиме поддержания мощности турбины и воздействующей на регулирующие клапаны (РК) 6.

Работоспособность данного способа поясняется на следующем примере.

На математической модели энергоблока АЭС с ВВЭР, реализующей двухжидкостную модель теплогидравлики и верифицированной по результатам динамических испытаний при вводе АЭС с ВВЭР в эксплуатацию, были проведены расчетные анализы режимов с изменением мощности турбины с применением данного способа управления мощностью ядерной энергетической установкой. Результаты моделирования представлены в виде графиков (фиг.2, 3, 4) изменения основных технологических параметров для следующих значений параметров способа управления (К1=10-5; К5=3; К6=6; К2=3·10-6; К3=3·10-6; К4=3; T3=750 с; Т2=2,5 с; T4=100 с; Δв=0,025; Δн=0,05).

На фиг.2 представлено положение органов регулирования системы управления и защиты реактора.

На фиг.3 представлено изменение мощности реактора и турбины во времени.

На фиг.4 представлено изменение давления в главном паровом коллекторе (ГПК).

1. Способ автоматического управления мощностью ядерной энергетической установки с реактором водо-водяного типа при изменении внешней электрической нагрузки, включающий поддержание заданного давления пара по информации о текущей мощности турбины, по информации о текущем давлении пара, по информации о текущей мощности реактора путем перемещения органов регулирования системы управления и защиты, отличающийся тем, что для поддержания заданного давления пара управление упомянутой установки осуществляют следующими операциями:

определяют скорость изменения мощности турбины в результате преобразования сигнала по мощности турбины в динамическом элементе с передаточной функцией

W(P)=К4·Р/(Т4·Р+1),

где P - оператор Лапласа;

К4 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100;

Т4 - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 100;

и далее выбирают необходимую операцию или при увеличении мощности турбины органы регулирования перемещают вверх при выполнении условия:

[(Рзад.пара)·К1+(NТГ-Np-pa)+K5]>0,

где Рзад. - заданное давление пара, Па;

Рпара давление пара, Па;

K1 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 1;

NТГ - мощность турбины, %;

Np-pa - мощность реактора, %;

К5 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100,

или при превышении абсолютного значения разности мощности реактора и мощности турбины на величину более К6 и при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины органы регулирования перемещают при выполнении условия

|NТГ-Np-pa|≥К6,

где К6 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100;

направление перемещения органов регулирования определяют по знаку разности NТГ-Np-pa,

или при отклонении мощности реактора от мощности турбины в пределах от -К6 до +К6 при одновременном отсутствии увеличения мощности турбины направление перемещения органов регулирования определяют знаком разности (Рзадпара), причем время перемещения органов регулирования определяют, исходя из выполнения условия:

задпара)-К2·(1-exp(-t/T2))·(Рзадпара)/|Рзадпара|≥Δн,

где t - время;

К2 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100;

Т2 - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 106;

Δн - зона нечувствительности функции трехпозиционного релейного элемента с возможными значениями от 0 до 106,

а время паузы между шагами органов регулирования определяют, исходя из выполнения условия:

задпара)-К3·(1-exp(-t/Т3))·(Рзадпара)/|Рзад-Pпара|≥Δв,

где t - время;

К3 - коэффициент с возможными значениями от 0 до 100;

Т3 - постоянная времени с возможными значениями от 0 до 106;

Δв - зона возврата функции трехпозиционного релейного элемента с возможными значениями от 0 до 106.

2. Способ автоматического управления мощностью ядерной энергетической установки с реактором водо-водяного типа по п.1, отличающийся тем, что минимизацию перемещения органов регулирования системы управления и защиты обеспечивают, исходя из выполнения следующего условия:

уст.-H(t)]·dH(t)/dt≥0, для [dNТГ(t)/dt]·[dNТГ(t)/dt]≥0,

где Нуст. - положение органов регулирования системы управления и защиты в конце процесса регулирования (стабилизация давления пара во втором контуре на заданном уровне);

H(t) - положение органов регулирования системы управления и защиты от низа активной зоны.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при решении проблемы ядерного ожигания оружейного плутония и урана - 235 с получением полезной энергии.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при решении проблемы ядерного ожигания оружейного плутония и урана-235 с получением полезной энергии.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулированию глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива.

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. .

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а точнее к способам управления энергетических ядерных реакторов, и может найти применение преимущественно при эксплуатации реактора в составе ядерной энергетической установки АЭС.
Изобретение относится к способам управления ядерными реакторами, в частности, к управлению термоэмиссионным реактором-преобразователем (РП), используемым в качестве источников электрической энергии в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) космических аппаратов (КА).

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа. .

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в системах автоматического управления ядерных энергетических установок (ЯЭУ), исполнительный механизм которых имеет общий привод для группы органов регулирования.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК

Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000

Изобретение относится к технике ядерных реакторов, а именно к способам улучшения радиационной обстановки на АЭС и снижения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал

Изобретение относится к способам расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции (АЭС). АЭС содержит паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водоохлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку, дополнительную паровую турбину, систему производства и хранения водорода и кислорода, систему расхолаживания паропроизводящей установки. Расхолаживание реактора обеспечивается тем, что при полном обесточивании пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений в активной зоне реактора, перегревается и пополняется в необходимом количестве в пароводородном перегревателе путем сжигания водорода и впрыска воды. Затем пар направляется в дополнительную паровую турбину, в которой вырабатывается электроэнергия, необходимая для электроснабжения собственных нужд АЭС и останова энергоблока в плановом режиме. Технический результат - возможность расхолаживания водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС без использования аварийных систем. 1 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа

Наверх