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

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

Иллюстрации

Показать все

Реферат

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% N_ном. до N_ном., где N_ном. - 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% N_ном.) при одновременном выполнении требования по поддержанию заданного давления пара. Минимизацию перемещения органов регулирования системы управления и защиты обеспечивают исходя из выполнения следующего условия:

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

где Н_уст. - 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

[(Р_зад.-Р_пара)·К₁+(К_тг-N_p-ра)+K₅]>0, где

P_зад - заданное давление пара, Па;

Р_пара - давление пара, Па;

K₁ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 1;

N_тг - мощность турбины, %;

N_p-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 [N_тг-N_p-pa|≥K₆, направление перемещения органов регулирования определяют по знаку разности

N_тг-N_p-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 (Р_зад.-P_пара), причем время перемещения органов регулирования определяют исходя из выполнения условия:

(Р_зад.-Р_пара)-К₂·(1-exp(-t/T₂))·(Р_зад.-Р_пара)//Р_зад.-Р_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:

(Р_зад.-Р_пара)-К₃·(1-exp(-t/Т₃))·(Р_зад.-Р_пара)/|Р_зад.-Р_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 (P_пара) от заданного значения (Р_зад.) орган регулирования системы управления и защиты делает один шаг, например 2 см. Величины коэффициентов К₃ и Т₃ определяются исходя из того, что сигнал (Р_зад-Р_пара) 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% N_ном. Затем, при отклонении мощности реактора от мощности турбины в пределах от -К₆% N_ном. до +К₆% N_ном. 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 (N_тг-N_p-pa) и (Р_зад.-Р_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:

[(Р_зад.-Р_пара)·К₁+(N_ТГ-N_p-pa)+K₅]>0,

где Р_зад. - заданное давление пара, Па;

Р_пара давление пара, Па;

K₁ - коэффициент с возможными значениями от 0 до 1;

N_ТГ - мощность турбины, %;

N_p-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

|N_ТГ-N_p-pa|≥К₆,

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

направление перемещения органов регулирования определяют по знаку разности N_ТГ-N_p-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 (Р_зад-Р_пара), причем время перемещения органов регулирования определяют, исходя из выполнения условия:

(Р_зад-Р_пара)-К₂·(1-exp(-t/T₂))·(Р_зад-Р_пара)/|Р_зад-Р_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 трехпозиционного релейного элемента с возможными значениями от 0 до 10⁶,

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

(Р_зад-Р_пара)-К₃·(1-exp(-t/Т₃))·(Р_зад-Р_пара)/|Р_зад-P_пара|≥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:

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

где Н_уст. - 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.